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RADIOPROTEZIONE IN PET Prof Tolmino Corazzari Laboratorio Universitario di Fisica Medica.

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Presentazione sul tema: "RADIOPROTEZIONE IN PET Prof Tolmino Corazzari Laboratorio Universitario di Fisica Medica."— Transcript della presentazione:

1 RADIOPROTEZIONE IN PET Prof Tolmino Corazzari Laboratorio Universitario di Fisica Medica

2 ESPOSIZIONI MEDICHE ESPOSIZIONI MEDICHE ESPOSIZIONI OCCUPAZIONALI ESPOSIZIONI OCCUPAZIONALI ESPOSIZIONI PUBBLICO ESPOSIZIONI PUBBLICO TIPOLOGIE DI ESPOSIZIONE A RADIAZIONI IONIZZANTI

3 ICRP (International Commission on Radiological Protection) OccupationalPublic Effective dose 20mSv 50 mSv 20mSv y, averaged over 5 y and not more than 50 mSv in any 1 y 1 mSv 1 mSv y Equivalent dose Lens of the eye Skin Hands and feet 150 mSv y 500 mSv y 15 mSv y 50 MSv y Table: dose limits recommended by the IRCP (1) La dose assorbita è l'energia che l'unità di massa di una sostanza assorbe dalla radiazione. L'unità di misura, il gray, corrisponde all'unità di energia (1 J) divisa per l'unità di massa (kg). Nel sistema c.g.s. (centimetro-grammo-secondo) unità di misura della dose arrorbita era il rad (acronimo di: radiation absorbed dose). La conversione rad-gray è: 1 rad = 0.01 Gy.sistema c.g.s. La dose equivalente è la dose assorbita moltiplicata per l'efficacia biologica relativa (EBR) del particolare tipo di radiazione considerata. 1 Sv è la dose assorbita da una qualsiasi radiazione che ha la stessa efficacia biologica di 1 Gy di raggi X. Nel sistema c.g.s. (centimetro-grammo-secondo) la dose equivalente era misurata in REM (acronimo di: roentgen equivalent man), corrispondente alla dose misurata in rad moltiplicata per l'EBR.sistema c.g.s.

4 Limiti di dose annua 5 rem (50mSv)Dose equivalente totale effettiva al corpo intero: 5 rem (50mSv) cristallino: 15 rem (150mSv) 50 rem (500mSv)Somma della dose profonda e delle dosi equivalenti impegnate in tutti i restanti tessuti corporei ed estremità: 50 rem (500mSv) 0.5 rem (5mSv)feto: 0.5 rem (5mSv) ICRP (1)

5 ESPOSIZIONI MEDICHE

6 La dose radiante al paziente PET è paragonabile a quella che si ha con diverse procedure di diagnostica medico nucleare ad emissione di singolo fotone. La dose assorbita è limitata dalla breve emivita fisica dei radionuclidi PET. La dose assorbita è inoltre limitata dalla massima quantità di attività somministrata al paziente (es: Paziente di 70 kg - per acquisizione con camera a coincidenza si somministrano 200 MBq, per acquisizione con tomografo PET-BGO si somministrano MBq). DOSIMETRIA INTERNA

7 La dose di esposizione di un paziente con FDG nelle varie direzioni (1 mt di distanza dalla superficie) Frontale: 116 ± 13 μSv/h*GBq Laterale: 64 ± 13 μSv/h*GBq Testa: 46 ± 6 μSv/h*GBq Piedi: 16 ± 3 μSv/h*GBq Dr. Guasti AOUC - Firenze

8 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

9 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

10 > 100 mrem/hr > 500 rem/hr Camera calda, gamma-camera Rateo di esposizione

11 Dosimetri personali Etichetta su superficie palmare della mano Dosimetro pettorale

12 Strumenti di sorveglianza

13 Good practise in laboratorio Coprire e mantenere ligiene delle superfici di lavoro Uso corretto del materiale duso in camera calda Lavare frequentemente le mani

14 Cosa non fare in laboratorio!!! Non bere Non mangiare Non fumare Non truccarsi

15 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

16 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa?Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

17 Perchè la PET è diversa? elevataExposure Rate Constant (ERC) - Costante di esposizioneI radionuclidi PET hanno una elevata Exposure Rate Constant (ERC) - Costante di esposizione rispetto ai tradizionali radionuclidi utilizzati in medicina nucleare. ElevataElevata energia fotonica. BreveBreve emivita.

18 Perchè la PET è diversa: EXPOSURE RATE CONSTANTS La Exposure Rate Constant (ERC) di un radionuclide è la velocità di esposizione (Roentgens per hr) misurata ad 1 cm dalla sorgente con una attività di 1 mCi. 6 R/hr per 1 mCi a 1 cm.Per gli emettitori di positroni, ERC è circa 6 R/hr per 1 mCi a 1 cm.

19 Exposure Rate Constants Radionuclide ERC (R/hr/mCi a 1 cm) Fluorine Indium Gallium Technetium-99m0.6 Thallium

20 Exposure Rate Constants Radionuclide Admin. Act. (mCi) ERC (mR/hr at 1 mt) Fluorine Technetium-99m Gallium Indium Thallium

21 Radionuclide: Tc-99m Emission Energy: 140 KeV Exposure rate constant: 0.06 mrem/hr per mCi (in air) One meter from the patient, receiving 15 mCi Tc-99m MDP, the dose rate is ~ 0.06 mrem/hr. Radionuclide Physical Data Radionuclide: F-18 Emission Energy: 511 KeV Exposure rate constant: 0.72 mrem/hr per mCi (in air) One meter from the patient, receiving 15 mCi F-18 FDG, the dose rate is 6.2 mrem/hr (due to self-absorption by the Energy patient).

22 Perchè la PET è diversa: ENERGIA FOTONICA 511KeV.Energia fotonica per gli emettitori di positroni è 511KeV. Questa elevata energia fotonica è più difficile da schermare rispetto ai radionuclidi tradizionali.

23 RADIONUCLIDI PET EβMax EɣEɣEɣEɣ T 1/2 18 F 634keV(97%)511keV (194%)1.83h 11 C 960keV (100%)511keV (200%)20.4min 13 N 1199keV (100%)511keV (200%)9.97min 15 O 1732keV (100%)511keV (200%)2.04min

24 Higher Photon Energy Radionuclide *TVL (mm) Fluorine Gallium Indium Technetium-99m0.9 Thallium * TVL = Tenth-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre lesposizione a radiazioni del 1/10 (10%) rispetto al valore iniziale

25 NuclideF-18Tc-99m T 1/2 110 min6.02h Photon Energy 511KeV140KeV * HVL (half value layer) 4.1 mm0.3 mm Lead Tungsten 2.6 mm0.6 mm Radionuclide Physical Data * HVL = Half-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre lesposizione a radiazioni della metà (50%) rispetto al valore iniziale

26 Perchè la PET è diversa: EMIVITA Lemivita dei radionuclidi PET è molto più breve (minuti-ore) rispetto a quella dei radionuclidi tradizionali (ore-giorni). più basse rispetto a quelle attese, dato lelevato ERC.Questo induce ad accumulare dosi che sono più basse rispetto a quelle attese, dato lelevato ERC.

27 EMIVITA RadionuclideEmivita Gallium days Thallium days Indium days Technetium-99m6.02 hours Fluorine minutes

28 EMIVITA Radionuclide Admin. Activity (mCi) Cum. Dose at 1 mt (mrem) Gallium Fluorine Indium Technetium-99m Thallium

29 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

30 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esternaPericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

31 ESPOSIZIONE OCCUPAZIONALE

32 LIRRADIAZIONE ESTERNA rappresenta la via più significativa di esposizione occupazionale in PET. High dose Rate è dovuta alla elevata energia positronica (511 KeV) e allabbondanza fotonica (pari a % perchè si ottengono 2 fotoni per ogni positrone emesso). PET: IRRADIAZIONE ESTERNA al personale

33 PET: sorgenti di IRRADIAZIONE ESTERNA al personale Sintesi + frazionamento del radiofarmaco –Ciclotrone –Trsporto del radionuclide ( 18 F, 11 C, 15 O, 13 N) –Produzione per esempio di FDG (Lab. radiochimica) –Dose da somministrare / Calibrazione Trasporto interno siringa Iniezione radiofarmaco N° pazienti esaminati per seduta Gestione paziente (posizionamento, acquisizione) Dimissione paziente

34 Dr. Guasti AOUC - Firenze

35 Altre possibili vie di esposizione esterna Dose alla cute in seguito a contaminazione. Dose in profondità da fotoni di Bremstrahlung (radiazioni di frenamento) generati in materali di protezione dallelevato N° atomico (es. Pb). Dose superficiale da positroni emessi dalla superficie di sorgenti non coperte. Iniezione o inalazione di dosi dal rilascio di gas radioattivo nellaria.

36 Tipologia di esposizione esterna POSITRONI: I positroni essendo particelle cariche (+) non penetranti depositano la loro energia localmente negli organi e nei tessuti del paziente PET. La maggior parte sono stoppati nel materiale di vetro, siringhe, pazienti; etc. Tuttavia, lenergia positronica ha una formidabile velocità nellaria. ANNICHILAZIONE FOTONICA: I fotoni derivanti dallannichilazione sono penetranti e quindi possono investire persone vicine ai pazienti PET iniettati. Energia = 511 KeV. Tenth-value Layer (TVL) in piombo è di 1.37 cm.

37 Numero di pazienti analizzati giornalmente Gestione del paziente da parte degli operatori Quantità di radionuclide iniettato per paziente (1mCi x 10 kg di peso corporeo) Tempo di stazionamente del paziente allinterno dei locali Distribuzione dei locali allinterno del reparto FATTORI CHE INFLUENZANO LA DOSE ASSORBITA AGLI OPERATORI SANITARI

38 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

39 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET Regole generali / Considerazioni pratiche Perchè la PET è diversa? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personaleMisure per ridurre la dose al personale

40 Misure per ridurre la Dose al personale Tempo di acquisizione, distanza dal paziente Uso di schermi protettivi Tecniche di laboratorio Controlli amministrativi e procedurali

41 Misure per ridurre la dose: minimizzare il tempo! La dose di irradiazione totale al personale è il prodotto del rateo di dose e della durata di esposizione. Per un dato tasso di esposizione, minor tempo significa meno dose al personale. Non spendere tempo non necessario intorno al paziente

42 Misure per ridurre la dose: Massimizzare la Distanza! Il personale dovrebbe minimizzare il tempo speso in stretta vicinanza (meno di 2 mt) dal paziente

43 mrem/hr meters ERC ERC = Exposur rate constant

44 Misure per ridurre la dose: SCHERMATURA Misure per ridurre la dose: SCHERMATURA I positroni possono essere stoppati da mm alluminio. I gamma richiedono high-Z material = piombo. I neutroni richiedono un elevato contenuto di idrogeno (paraffina o waters of hydration nel cemento armato). Cementoarmato

45 HVL (Half-Value Layer): schermatura necessaria per ridurre lesposizione a radiazioni del 50% rispetto al valore iniziale

46 Dr. Guasti AOUC - Firenze

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48 Tipico schermo protettivo Con schermo riduzione dellirraggiamento pari a 1: 400

49 X-ray grembiule - No Protection at 511 KeV 100 KeV: Transmission = 4.3 % 511 KeV: Transmission = 91.0 % 0.5 mm 100 KeV Il grembiule di piombo usato in diagnostica radiologica ha circa 0.5 mm equivalente di piombo. Questo è protettivo per unenergia al di sotto di 100 KeV, ma è inutile contro I fotoni di annichilazione

50 Misure per ridurre la dose: altre tecniche Schermo mobile Proteggi siringa (Tungsteno e vetro di piombo) Pinze per massimizzare la distanza

51 MEDICO Dosimetria MEDICO durante la fase di somministrazione - sorgente: paziente - attività media: 370MBq - tempo medio di manipolazione siringa in condizione perp. allasse: 30s (50cm) - tempo medio di manipolazione siringa in condizione paral. allasse: 10s (30 cm) DOSE MEDIA AL CORPO INTERO = 3,3 μSV DOSE MEDIA ALLE MANI = 27,3 μSV

52 IP Dosimetria IP durante la fase di preparazione allesame - sorgente: paziente - tempo medio di estrazione cannula: 30s (50cm) - tempo medio di accompagnamento somministrazione – sala esame: 60s (50cm) - tempo medio posizionamento: 240s (100 cm) DOSE MEDIA AL CORPO INTERO = 3,9 μSV

53 TSRM Dosimetria TSRM durante lesecuzione dellesame e il congedo del paziente - sorgente: paziente - tempo medio di centraggio: 40s (50cm) - tempo medio di congedo: 30s (80cm) DOSE MEDIA AL CORPO INTERO = 3,9 μSV

54 Misure per ridurre la dose: CONTROLLI PROCEDURALI Distribuzione e calibrazione automatizzata della dose (Unit Dose) Predisposizione di norme operative e di radioprotezione Accertamento del corretto funzionamento di attrezzature e dispositivi di sicurezza e protezione Rotazione del personale

55 Prevenzione esposizione Fetale non intenzionale Attenta valutazione clinica e anamnestica (inclusa la domanda: E in stato interessante?) Valutazione del rischio di gravidanza: età, interventi ginecologici, uso di contraccettivi Dosaggio Beta-HCG Non è possibile prevenire tutte le esposizione involontarie.

56 DOSI FETALI (rads) Nuclear Medicine procedure doses courtesy: Russell J, Sparks R, Stabin M, Toohey R. Radiation Dose Information Center, Oak Ridge Associated Universities.

57 In conclusione... Lesposizione del personale PET ha la potenzialità di essere maggiore rispetto allambiente standard. Le dosi al personale possono essere minimizzate dal tempo, dalla distanza e da misure di protezione (schermature). Special administrative and engineering measures can ulteriore reduce dose.

58 Bibliografia La radioprotezione del paziente in Medicina Nucleare (Associazione Italiana di Medicina Nucleare ed Imaging Molecolare). Edizioni AIMN 2004.La radioprotezione del paziente in Medicina Nucleare (Associazione Italiana di Medicina Nucleare ed Imaging Molecolare). Edizioni AIMN Positron Emission Tomography, Basic Scienze and Clinical Practise. PE Valk, DL Bailey, DW Townsend, MN Maisey. Springer Editor, 2002.Positron Emission Tomography, Basic Scienze and Clinical Practise. PE Valk, DL Bailey, DW Townsend, MN Maisey. Springer Editor, International Commission on Radiological Protection Recommendations of the International Commission on Radiological protection. ICRP Publication 60. Oxford: Pergamon Press, 1991.International Commission on Radiological Protection Recommendations of the International Commission on Radiological protection. ICRP Publication 60. Oxford: Pergamon Press, 1991.

59 La PET mobile

60 Caratteristiche della stazione mobile A = sala scanner B = locale comando C = locale manipolazione, somministrazione, attesa calda

61 PET mobile Assenza di costi per acquisto, installazione e manutenzione di un tomografo PET Contratto flessibile a seconda delle necessità locali (es: numero di giornate di noleggio, personale affiancato...) Formazione del personale in attesa di una diagnostica PET fissa Impiego di un tomografo sempre aggiornato Controlli di qualità e smaltimento dei rifiuti a carico della ditta fornitrice Ridotte dimensioni della sala dattesa sufficiente appena per un paziente Unico ambiente per sala dattesa, somministrazione e WC Distanza dal reparto di Medicina Nucleare Dipendenza dalle condizioni di viabilità per larrivo del mezzo Prolungamento dei tempi di apprendimento del personale per la discontinuità della presenza della macchina Assenza di dispositivi di prima emergenza (ossigeno, aria compressa, vuoto) Utilizzo del WC chimico VantaggiSvantaggi

62 La dose per irraggiamento esterno è dovuta a: Preparazione delle dosi Accompagnamento e posizionamento dei pazienti sul lettino Stazionamento nel locale di comando mentre ci sono un paziente iniettato in sala dattesa e uno in sala scanner Con il carico di lavoro previsto per un anno: La dose efficace per irraggiamento esterno risulta < 5.1 mSv La dose equivalente alle mani risulta circa 53 mSv La dose equivalente al cristallino risulta circa 5.1 mSv. NB: I valori sono stati aumentati di un fattore di sicurezza pari a 2 e tenendo conto di un solo operatore Radioprotezione: dose al TSRM

63 Obiettivi radioprotezionistici - 1 PERSONALE SANITARIO Parametri di cui tener conto: unico operatore presenza contemporanea di due pazienti: uno nel locale di attesa, cui è stata appena iniettata la dose di 400 MBq uno nel locale diagnostica, la cui attività è scesa, per effetto del decadimento, a circa 300 MBq esecuzione di otto esami al giorno per sei giorni a settimana e cinquanta settimane lanno (1800 ore/anno) tempo di attesa dopo la somministrazione di 45 minuti durata dellesame di 45 minuti ( negli scanner moderni 30 minuti )

64 Obiettivi radioprotezionistici - 1 POPOLAZIONE Parametri di cui tener conto: presenza contemporanea, allinterno del mezzo, di due pazienti stazionamento continuo per 450 ore (fattore di occupazione ¼) a contatto con le pareti esterne del mezzo mobile

65 Obiettivi radioprotezionistici - 2 Limite di dose efficace prefissato per gli operatori e per gli individui della popolazione ai fini del calcolo delle barriere Operatori : 6.0 mSv / anno Individui della popolazione : 330 µSv / anno N.B. si sono scelti valori di dose efficace pari a circa 1/3 dei limiti previsti per ciascuna categoria

66 Schermature del Mezzo Mobile (1) mmPb pareti

67 Schermature del Mezzo Mobile (2) mmPb

68 Parete Spessore schermatura mm Pb fino ad h = 150 cm da Locale PET a Parete divisoria fra locale diagnostica e locale comando 176 b Parete laterale lato locale diagnostica (comprese le estensioni) 134 c Parete lato coda del mezzo 174 d Parete laterale lato locale diagnostica 177 Locale manipolazione / somministrazione / attesa a Parete lato testa del mezzo 196 b Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione / attesa 237 c Parete divisoria fra locale manipolazione / somministrazione / attesa e locale comando 159 d Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione / attesa 237

69 Valutazione della dose efficace alloperatore in condizioni di normale attività Per tutte le operazioni connesse con la preparazione delle dosi, la somministrazione al paziente ed il suo posizionamento Ipotesi unico operatore assenza di presidi radioprotezionistici (schermature) Dose equivalente alle mani ( mSv/anno ) 300 Dose efficace ( mSv/anno) 15 Dose efficace impegnata (inalazione) trascurabile

70 VALUTAZIONE della DOSE EFFICACE al Personale Operatore IRRADIAZIONE ESTERNA dose efficace 5.1 mSv La dose efficace ricevuta per irraggiamento esterno dagli operatori (un solo TSRM nel corso di tutte le sedute previste) per le operazioni di preparazione delle dosi, accompagnamento e posizionamento del paziente sul lettino, stazionamento nel locale comando mentre vi sono un paziente iniettato in sala attesa ed un paziente nel locale scanner, sarà inferiore a 5.1 mSv. dose equivalente 53 mSv5.1 mSv La dose equivalente alle mani ed al cristalli è valutabile, rispettivamente, in circa 53 mSv e 5.1 mSv mSv2.3 mSv 3.3 mSv Per le operazioni di iniezione al paziente e stazionamento nel locale comando mentre vi sono un paziente iniettato in sala attesa ed un paziente nel locale scanner (un solo Medico nel corso di tutte le sedute previste), si valuta che loperatore possa ricevere una dose equivalente alle estremità ed al cristallino pari rispettivamente a circa 26.5 mSv e 2.3 mSv ed una dose efficace inferiore a 3.3 mSv.

71 CONTAMINAZIONE INTERNA ciascun operatore possa inalare, in tutto il periodo di lavoro previsto (sempre aumentato del fattore di cautela pari a 2), una quantità di 18F inferiore ad 1 MBq. Pur sottolineando lestrema improbabilità di eventi di evaporazione e contaminazione dellaria, a causa delle modalità di manipolazione cui viene sottoposto il radiofarmaco, assumendo un fattore di evaporazione dellordine di 10-5, applicato allattività manipolata giornalmente, considerando conservativamente che il personale sia presente negli ambienti contaminati per un tempo pari al 100% delle ore lavorative e che vi sia nei locali un solo ricambio daria ogni ora, si valuta che ciascun operatore possa inalare, in tutto il periodo di lavoro previsto (sempre aumentato del fattore di cautela pari a 2), una quantità di 18F inferiore ad 1 MBq. ingestione di materiale radioattivo pari a circa 2 MBq Ipotizzando inoltre un episodio incidentale per ogni seduta, durante la manipolazione del radionuclide in forma liquida, in occasione del quale si abbia contaminazione superficiale, dovuta al versamento di una dose di liquido radioattivo per ciascun evento, si può ipotizzare una ingestione di materiale radioattivo pari a circa 2 MBq. 200 µSv Nelle condizioni sopra descritte, la dose efficace impegnata, per ogni operatore, sarà complessivamente inferiore a 200 µSv per lintero periodo. 5.5 mSv 2.5 mSv La dose efficace per ogni operatore sarà pertanto inferiore a 5.5 mSv per i Tecnici di Radiologia ed inferiore a 2.5 mSv per i Medici Nucleari.

72 Personale Ausiliario e Popolazione che frequenta il Reparto trascurabile la dose efficace impegnata per contaminazione interna ed inferiore a 0,5 mSv/anno la dose efficace per irraggiamento esterno. Il personale ausiliario che potrà occasionalmente frequentare il Mezzo Mobile per motivi di lavoro (accompagnamento di pazienti), stazionerà nei locali e sarà a contatto con i pazienti iniettati per tempi sufficientemente brevi da poter valutare trascurabile la dose efficace impegnata per contaminazione interna ed inferiore a 0,5 mSv/anno la dose efficace per irraggiamento esterno. La valutazione della dose efficace per irraggiamento esterno relativa al personale ausiliario è stata effettuata sulla base di: in tali condizioni la dose efficace per irraggiamento esterno è pari a circa 3 µSv; per raggiungere la soglia di 0,5 mSv, lo stesso operatore dovrebbe effettuare circa 170 accompagnamenti in un anno accompagnamento di un paziente che ha terminato la misura, la cui attività è scesa a circa 230 MBq, per un totale di cinque minuti alla distanza media di un metro (nel presupposto che il radiofarmaco sia omogeneamente distribuito nel paziente): in tali condizioni la dose efficace per irraggiamento esterno è pari a circa 3 µSv; per raggiungere la soglia di 0,5 mSv, lo stesso operatore dovrebbe effettuare circa 170 accompagnamenti in un anno.

73 Popolazione al di fuori del Mezzo Mobile IRRADAZIONE ESTERNA Non si ritiene che possano essere superati i 240 µSv per gli individui della popolazione Non si ritiene che possano essere superati i 240 µSv per gli individui della popolazione, ipotizzando una presenza a contatto delle pareti confinanti con il locale scanner od il locale attesa per tutto il periodo di attività (considerato doppio rispetto a quanto previsto ed avendo ipotizzato un fattore di occupazione pari ad 1/4). si ritiene trascurabile la dose efficace agli individui della popolazione. In condizioni di lavoro più aderenti alla realtà, in considerazione degli ostacoli fisici frapposti fra le zone normalmente frequentabili ed il Mezzo Mobile, si ritiene trascurabile la dose efficace agli individui della popolazione. può ricevere una dose efficace per irraggiamento esterno inferiore a 670 µSv. Per quanto riguarda lirraggiamento ricevuto dagli individui della popolazione a causa dei pazienti iniettati che, al termine dellesame, escono dal reparto il paziente PET è portatore di una attività pari a circa 230 MBq; un individuo che stia costantemente ad una distanza di 100 cm dal paziente per un periodo di 50 ore, tempo necessario ad azzerare completamente la radioattività residua, senza tener conto del decadimento biologico, può ricevere una dose efficace per irraggiamento esterno inferiore a 670 µSv.

74 CONTAMINAZIONE INTERNA relativa dose efficace impegnata è trascurabile (abbondantemente inferiore ad 1 µSv per tutto il periodo di lavoro). In caso di evaporazione del radionuclide, linalazione da parte della popolazione che staziona nellarea del Mezzo Mobile, anche a brevi distanza da esso è estremamente bassa e la relativa dose efficace impegnata è trascurabile (abbondantemente inferiore ad 1 µSv per tutto il periodo di lavoro). la concentrazione di radionuclidi nelle acque reflue dovuta agli scarichi dei pazienti è inferiore ad 1 Bq/g. Nellipotesi di: bacino di utenza di persone, che scaricano in fogna, giornalmente, 100 litri di acqua, si può valutare, partendo dallipotesi che i pazienti rilasciano presso il WC caldo dellUnità Mobile il 20% dellattività che è stata loro iniettata ed il resto lo rilasciano presso le proprie abitazioni (per una attività totale valutabile in 0.8 GBq al giorno), che la concentrazione di radionuclidi nelle acque reflue dovuta agli scarichi dei pazienti è inferiore ad 1 Bq/g. dose impegnata (<< 1 mSv) derivante dallassunzione di 5 litri di acqua contaminata al giorno per un anno risulta trascurabile Supponendo che tali acque siano di nuovo disponibili come acque potabili dopo un solo giorno dallimmissione in fogna la dose impegnata (<< 1 mSv) derivante dallassunzione di 5 litri di acqua contaminata al giorno per un anno risulta trascurabile. La relativa dose collettiva, sempre riferita al bacino di utenza indicato, è inferiore a 90 µSv nel periodo. Analoga valutazione per neonati (per i quali si ipotizza un consumo giornaliero di acqua potabile pari alla metà di un adulto) porta a stimare trascurabile la dose impegnata nellintero periodo lavorativo.

75 Gestione dei liquami presenti nelle vasche di raccolta del bagno caldo Ipotesi: il volume di ciascuna vasca di raccolta è 20 litri tutti i pazienti usufruiscono del bagno caldo lattività escreta è pari a circa il 20% dellattività somministrata Attività presente in una vasca - dopo lultimo paziente: 5 MBq - dopo 15 ore dallultimo paziente:< 19 KBq Concentrazione< 1 Bq / g (rifiuto convenzionale ospedaliero)


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