RADIOPROTEZIONE IN PET

Presentazione sul tema: "RADIOPROTEZIONE IN PET"— Transcript della presentazione:

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

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

3 ICRP (International Commission on Radiological Protection)
Occupational Public Effective dose 20mSv y, averaged over 5 y and not more than 50 mSv in any 1 y 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. 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.

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

5 ESPOSIZIONI MEDICHE

6 DOSIMETRIA INTERNA 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).

7 Dr. Guasti AOUC - Firenze
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 Camera calda, gamma-camera
Rateo di esposizione > 100 mrem/hr Camera calda, gamma-camera > 500 rem/hr

11 Etichetta su superficie palmare della mano
Dosimetri personali Etichetta su superficie palmare della mano Dosimetro pettorale

12 Strumenti di sorveglianza

13 “Good practise” in laboratorio
Coprire e mantenere l’igiene delle superfici di lavoro Uso corretto del materiale d’uso 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? Pericolo di irradiazione esterna Misure per ridurre la dose al personale

17 Perchè la PET è diversa? I radionuclidi PET hanno una elevata “Exposure Rate Constant” (ERC) - Costante di esposizione rispetto ai “tradizionali” radionuclidi utilizzati in medicina nucleare. Elevata energia fotonica. Breve 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. 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-18 6.0 Indium-111 3.4 Gallium-67 1.1 Technetium-99m 0.6 Thallium-201 0.4

20 Exposure Rate Constants
Radionuclide Admin. Act. (mCi) ERC (mR/hr at 1 mt) Fluorine-18 12.0 4.0 Technetium-99m 30.0 0.6 Gallium-67 10.0 0.4 Indium-111 0.5 0.06 Thallium-201 0.05

21 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). 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.

22 Perchè la PET è diversa: ENERGIA FOTONICA
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 Eɣ T1/2 18F 634keV(97%) 511keV (194%) 1.83h 11C
20.4min 13N 1199keV (100%) 9.97min 15O 1732keV (100%) 2.04min

24 Higher Photon Energy Radionuclide *TVL (mm) Fluorine-18 13.7
Gallium-67 4.7 Indium-111 2.2 Technetium-99m 0.9 Thallium-201 * TVL = Tenth-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni del 1/10 (10%) rispetto al valore iniziale

25 Radionuclide Physical Data
F-18 Tc-99m T1/2 110 min 6.02h Photon Energy 511KeV 140KeV *HVL (half value layer) 4.1 mm 0.3 mm Lead Tungsten 2.6 mm 0.6 mm * HVL = Half-Value Layer: schermatura necessaria per ridurre l’esposizione a radiazioni della metà (50%) rispetto al valore iniziale

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

27 EMIVITA Radionuclide Emivita Gallium-67 3.26 days Thallium-201
Indium-111 2.83 days Technetium-99m 6.02 hours Fluorine-18 109.8 minutes

28 EMIVITA Gallium-67 10.0 26.6 Fluorine-18 12.0 5.5 Indium-111 0.5 3.9
Radionuclide Admin. Activity (mCi) Cum. Dose at 1 mt (mrem) Gallium-67 10.0 26.6 Fluorine-18 12.0 5.5 Indium-111 0.5 3.9 Technetium-99m 30.0 3.3 Thallium-201 4.0 2.9

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
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31 ESPOSIZIONE OCCUPAZIONALE

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

33 PET: sorgenti di IRRADIAZIONE ESTERNA al personale
Sintesi + frazionamento del radiofarmaco Ciclotrone Trsporto del radionuclide (18F, 11C, 15O, 13N) 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

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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 dall’elevato 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 nell’aria.

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, l’energia positronica ha una formidabile velocità nell’aria. ANNICHILAZIONE FOTONICA: I fotoni derivanti dall’annichilazione 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
FATTORI CHE INFLUENZANO LA DOSE ASSORBITA AGLI OPERATORI SANITARI 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 all’interno dei locali Distribuzione dei locali all’interno del reparto

38 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET
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39 Argomenti da considerare in tema di radioprotezione PET
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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 ERC = Exposur rate constant
15 4 1.0 0.3 mrem/hr 0.5 1 2 4 meters ERC ERC = Exposur rate constant

44 Misure per ridurre la dose: SCHERMATURA
Cemento armato 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).

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

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48 Tipico schermo protettivo
Con schermo riduzione dell’irraggiamento pari a 1: 400

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

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

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

52 Dosimetria IP durante la fase di preparazione all’esame
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 Dosimetria TSRM durante l’esecuzione dell’esame 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 ... L’esposizione del personale PET ha la potenzialità di essere maggiore rispetto all’ambiente “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. Positron Emission Tomography, Basic Scienze and Clinical Practise. PE Valk, DL Bailey, DW Townsend, MN Maisey. Springer Editor, 2002. 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 Vantaggi Svantaggi
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 d’attesa sufficiente appena per un paziente Unico ambiente per sala d’attesa, somministrazione e WC Distanza dal reparto di Medicina Nucleare Dipendenza dalle condizioni di viabilità per l’arrivo 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

62 Radioprotezione: dose al TSRM
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 d’attesa 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

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 l’anno (1800 ore/anno) tempo di attesa dopo la somministrazione di 45 minuti durata dell’esame di 45 minuti (negli scanner moderni 30 minuti)

64 Obiettivi radioprotezionistici - 1
POPOLAZIONE Parametri di cui tener conto: presenza contemporanea, all’interno 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 Disegni

67 Schermature del Mezzo Mobile (2)
mmPb Disegni

68 Parete divisoria fra locale diagnostica e locale comando 17 6 b
Spessore schermatura mm Pb fino ad h = 150 cm da Locale PET a Parete divisoria fra locale diagnostica e locale comando 17 6 b Parete laterale lato locale diagnostica (comprese le estensioni) 13 4 c Parete lato coda del mezzo d Parete laterale lato locale diagnostica 7 Locale manipolazione / somministrazione / attesa Parete lato testa del mezzo 19 Parete laterale lato locale manipolazione / somministrazione / attesa 23 Parete divisoria fra locale manipolazione / somministrazione / attesa e locale comando 15 9

69 Valutazione della dose efficace all’operatore 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) Dose efficace (mSv/anno) Dose efficace impegnata (inalazione) trascurabile

70 VALUTAZIONE della DOSE EFFICACE al Personale Operatore
IRRADIAZIONE ESTERNA 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. La dose equivalente alle mani ed al cristalli è valutabile, rispettivamente, in circa 53 mSv e 5.1 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 l’operatore 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
Pur sottolineando l’estrema improbabilità di eventi di evaporazione e contaminazione dell’aria, a causa delle modalità di manipolazione cui viene sottoposto il radiofarmaco, assumendo un fattore di evaporazione dell’ordine di 10-5, applicato all’attività 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 d’aria 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. 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. Nelle condizioni sopra descritte, la dose efficace impegnata, per ogni operatore, sarà complessivamente inferiore a 200 µSv per l’intero periodo. 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
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: 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, 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). 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. Per quanto riguarda l’irraggiamento ricevuto dagli individui della popolazione a causa dei pazienti iniettati che, al termine dell’esame, 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
In caso di evaporazione del radionuclide , l’inalazione da parte della popolazione che staziona nell’area 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). Nell’ipotesi di: bacino di utenza di persone, che scaricano in fogna, giornalmente, 100 litri di acqua, si può valutare, partendo dall’ipotesi che i pazienti rilasciano presso il WC caldo dell’Unità Mobile il 20% dell’attività 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 . Supponendo che tali acque siano di nuovo disponibili come acque potabili dopo un solo giorno dall’immissione in fogna la dose impegnata (<< 1 mSv) derivante dall’assunzione 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 nell’intero 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 l’attività escreta è pari a circa il 20% dell’attività somministrata Attività presente in una vasca - dopo l’ultimo paziente: MBq - dopo 15 ore dall’ultimo paziente: < 19 KBq Concentrazione < Bq / g (rifiuto convenzionale ospedaliero)