La Radioprotezione (D.Lgs 230/95)

Presentazione sul tema: "La Radioprotezione (D.Lgs 230/95)"— Transcript della presentazione:

1 La Radioprotezione (D.Lgs 230/95)
Dott. HORN ORNI Raimondo

2 Impiego delle radiazione nelle attività umane
L’ impiego delle radiazioni ionizzanti, e dei fenomeni fisici ad esse connessi, nelle molteplici attività umane, inizia verso la fine del 1800 con la scoperta dei raggi-x ad opera di Roengten. Attualmente tale impiego si realizza : Nell’ Industria Nella generazione di energia Nella diagnostica e nella terapia medica Nella ricerca di base ed applicata Nella costruzione di armamenti nucleari. Quale che sia il campo di impiego, si è subito presentata l’esigenza di predisporre strumenti e norme che assicurino, negli ambienti di lavoro e di vita un livello di rischio da radiazioni accettabile. Scopo del corso è illustrare il concetto di rischio radiologico nonché i metodi e strumenti propri della Radioprotezione in relazione ai vari ambienti di lavoro tipici di un policlinico universitario.

3 RADIAZIONI IONIZZANTI
Definizione : energia emessa da una fonte e che modifica lo stato fisico degli atomi dei materiali incontrati. Le radiazioni ionizzanti possono essere Radiazioni elettromagnetiche Radiazioni Corpuscolari (fotoni x, g ) b, a, n, p…… Le modifiche che avvengono negli atomi incontrati costituiscono i processi di ionizzazione Sorgenti di Radiazioni Ionizzanti Sostanze Radioattive Macchine radiogene Raggi cosmici (Naturali o Artificiali ) ( Apparecchi Rx - Acceleratori)

4 Sorgenti di radiazioni naturali ed artificiali
Sorgenti radioattive naturali ed artificiali: Contributo alla dose alla popolazione Sorgenti naturali Sorgenti di radiazioni naturali ed artificiali Terrestri interne mSv Naturale 2 mSv Terrestri esterne 0.35 mSv Medica 0.4 mSv Cosmicheesterne 0.3 mSv Fallout 0.02 mSv Cosmiche interne mSv Energia nucleare mSv

5 Sostanze radioattive naturali
Principali elementi radioattivi naturali: uranio-238 e famiglia (…Radio Radon-222..Piombo-210….) Torio-232 e famiglia (….Radon-220….) Potassio-40 Rubidio- 87 Tali elementi esistono in natura a causa del lungo periodo necessario per il loro decadimento ( vari miliardi di anni); essi entrano nel ciclo biologico ed alimentare provocando il maggior contributo alla dose della popolazione. La dose varia da luogo a luogo ( da qualche mSv a decine di mSv in un anno)

6 Raggi cosmici I raggi cosmici (raggi x, particelle cariche veloci)
provengono in gran parte dallo spazio interstellare ed altri sono emessi dal sole con intensità diversa, in relazione agli eventi solari. Tali emissioni investono la Terra con intensità variabile dall’equatore ai poli, ed aumenta con l’altitudine (poiché diminuisce l’effetto schermante dell’aria). I raggi cosmici forniscono alla popolazione una dose per irradiazione esterna quasi la metà di quella dovuta all’intera radiazione naturale.

7 Raggi cosmici: esposizione a varie quote
20 Km 13 μSv/ora 12 Km 5 μSv/ora 2 Km 0.1 μSv/ora Livello del mare 0.03 μSv/ora

8 SOSTANZE RADIOATTIVE Molti nuclei costituenti la materia presentano un certo grado di instabilità per cui spontaneamente tendono a trasformarsi in nuclei più stabili con emissione di radiazione. Le sostanze contenenti tali nuclei instabili sono note come SOSTANZE RADIOATTIVE. IL processo di trasformazione è detto DECADIMENTO RADIOATTIVO ed avviene con un tempo e con emissione di radiazioni caratteristiche per ogni nucleo. Effetto del decadimento radioattivo è dunque la graduale scomparsa dei nuclei instabili che sono sostituiti da nuclei più stabili come prodotto finale, poiché durante le fasi intermedie del decadimento si possono ottenere nuclei fortemente instabili.

9 Il DECADIMENTO RADIOATTIVO
Il decadimento Radioattivo è descrivibile completamente da due tipi di rappresentazioni che rispondono ai quesiti: Che tipo di trasformazioni fisico-chimiche avvengono nel processo, che tipo di radiazioni emesse e relative energie: Come cambia, nel tempo, il numero di nuclei instabili che inizialmente sono contenuti in una certa quantità di sostanza radioattiva: Nt N0 N0 2 T t

10 Schema di decadimento del Molibdeno radioattivo

11 Decadimento tecnezio Il tempo di dimezzanento del Tc-99m vale circa 6 ore pertanto dopo tale periodo la quantità iniziale del radionuclide si riduce alla metà

12 Sorgenti sigillate e non sigillate
Le sorgenti radioattive sono suddivise in due categorie : - Sorgenti Sigillate (S.S.) Sono confezionate in modo tale che in condizioni normali di impiego non possono dare origine a nessun tipo di contaminazione dell’ambiente o delle persone. La fonte di rischio è legata alla sola Irradiazione esterna - Sorgenti non Sigillate (S.N.S) Sono in forma liquida, gassosa, polveri, quindi nelle normali condizioni di lavoro possono disperdersi nell’ambiente circostante ed entrare nei cicli biologici e nelle catene alimentari dell’uomo. La fonte di rischio è legata a : Irradiazione interna Sugli operatori esposti a tali rischi occorre valutare le dosi per irradiazione esterna nonché le dosi agli organi del corpo, i quali possono incorporare aliquote di sostanze radioattive eventualmente introdotte accidentalmente, per ingestione o per inalazione. Per scopi di sorveglianza fisica è definito il Limite Annuale di Introduzione (ALI) . Tale parametro è relativo ai diversi radioisotopi e stato fisico-chimico ed esprime la quantità di radioisotopo che introdotta nell’organismo in un anno, determina il raggiungimento delle dosi limite fissate per i lavoratori e la popolazione, relativamente al corpo intero e per i singoli organi critici;

13 A tali particelle vanno aggiunti i
Atomo e radioattività Le particelle emesse nei processi di decadimento radioattivo sono quelle costituenti l’atomo ed il nucleo stesso: Elettroni ( β) Neutroni (n) 2 Protoni + 2 neutroni (α) A tali particelle vanno aggiunti i Fotoni ( ץ -x ) I fotoni sono onde elettromagnetiche come la luce visibile. Un fotone può essere descritto come un piccolo pacchetto di energia privo di massa e si propaga nello spazio alla velocità pari a quella della luce; questa energia è il risultato della diseccitazione del nucleo per raggiungere un livello di più bassa energia. La luce visibile altro non è che emissione di fotoni a bassa energia . I raggi X, i raggi gamma, sono emissioni di fotoni ad energia molto più elevata. Grandezze Fisiche

14 Tre diversi tipi di radiazione : a, b, g
Piastra positiva Sostanza Radioattiva b g a Piastra negativa Facendo passare il fascio di radiazione tra due piastre caricate una positivamente e l’altra negativamente, si separano le tre componenti della radiazione Grandezze Fisiche

15 Tipi di radiazioni CARATTERI ALFA a BETA b GAMMA g massa 4 0,0005
Grandezze Fisiche CARATTERI ALFA a BETA b GAMMA g massa 4 0,0005 carica elettrica + 2  1 energia (Mev) 4  8 0  3 0  20 range in aria pochi cm vari m. molti m range in tessuto 50 m pochi mm vari cm Irradiazione di interesse interna esterna + interna Esterna + interna Possibili mezzi protettivi carta fogli di plastica legno alluminio vetro Plastiche piombo calcestruzzo Vetro e gomma al

16 Effetti di ionizzazione nella materia al passaggio delle particelle
Le Particelle α e β sono elettricamente cariche per cui passando vicino agli elettroni 0rbitali interagiscono con essi strappandoli (alcuni) dall’atomo incontrato, il quale resta ionizzato. Le particelle α producono 3000 ÷ coppie di ioni in un mm di aria. Le particelle β ne producono 5 ÷ 40 I fotoni g-x non sono carichi e dunque possono ionizzare l’atomo solo se urtano direttamente gli elettroni ai quali cedono parte della loro energia (effetto Compton) o tutta ed in questo caso si annullano (effetto fotoelettrico) Particelle α Percorso in aria: qualche cm. Particelle β Percorso in aria: qualche m. Fotone g percorso in aria: Molti m. Grandezze Fisiche

17 Caratteristiche di attenuazione delle radiazioni ionizzanti
Grandezze Fisiche Grandezze Fisiche

18 corpuscolari (-, +, particelle , neutroni, protoni, ecc...)
attivita GRANDEZZE UTILI CON LE SOSTANZE RADIOATTIVE ATTIVITA’ Si definisce attività di un materiale radioattivo il numero di disintegrazioni nucleari spontanee di quel materiale, nell’unità di tempo. L’unità di misura è il Bequerel (Bq) che corrisponde a 1 disintegrazione al secondo. Nel passato era utilizzato il Ci. Ad 1 Ci corrispondono 3,7 x Bq. La disintegrazione di un nucleo comporta l’emissione di radiazioni che possono essere di vario tipo: corpuscolari (-, +, particelle , neutroni, protoni, ecc...) elettromagnetiche (raggi x o gamma di varia energia). L’interazione di queste diverse radiazioni, con la materia è nettamente differenziabile, la conoscenza di ciò permette di adottare le opportune precauzioni atte a ridurre eventuali rischi sanitari.

19 Descrittori del flusso radiante emesso da una sorgente radioattiva
Costante gamma Descrittori del flusso radiante emesso da una sorgente radioattiva Al fine di caratterizzare l’entità del flusso radiante emergente da una sorgente radioattiva sono particolarmente utili due grandezze: la costante gamma e la costante beta. Queste costanti risultano conosciute per la maggior parte dei radioisotopi utilizzati COSTANTE GAMMA: esprime il rateo di esposizione a un metro da una sorgente puntiforme di attività unitaria dovuto a radiazioni X e/o gamma. COSTANTE BETA:esprime il rateo di esposizione approssimativo a 30 cm da una sorgente puntiforme,  emittente e di attività unitaria L’esposizione è una grandezza che in qualche modo può essere ricondotta all’equivalente di dose ed esprime la quantità di ionizzazione dell’aria prodotto dalle radiazioni ionizzanti. L’utilizzo di queste costanti congiuntamente ai fattori tempo, distanza, schermatura, rende possibile valutare le dosi dovute ad “irradiazione esterna” in attività connesse all’uso di sostanze radioattive.

20 A(t) è l’attività presente al tempo t A(0) è l’attività al tempo t=0;
TEMPO DI DIMEZZAMENTO I diversi radioisotopi oltre a differenziarsi per il tipo di radiazione, hanno un’altra variabile che li caratterizza: il “tempo di dimezzamento T ½” . Questa grandezza esprime la velocità con cui si riduce l’attività di una determinata quantità di sostanza e più precisamente, rappresenta l’intervallo di tempo necessario a ridurre l’attività alla sua metà. l’andamento dell’attività in funzione del tempo è espresso dalla funzione: Dove: A(t) è l’attività presente al tempo t A(0) è l’attività al tempo t=0; Tempo diezzamento dove

21 EFFETTI DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI EFFETTI IMMEDIATI MORTE AL 50%
Effetti sulla persona EFFETTI SUGLI ATOMI (Ionizzazione) Morte della cellula EFFETTI SULLA CELLULA Mutazione del DNA Riparazione del danno Immediati (Eritemi –Morte) Somatici Tardivi (Leucemia tumori) EFFETTI SULLA PERSONA Genetici Sv Sv Sv EFFETTI TARDIVI EFFETTI IMMEDIATI MORTE AL 50%

22 Soglie di rischio per gli effetti delle R.I.
Gli effetti immediati sono effetti somatici di tipo non stocastico e si producono per dose da radiazioni superiori a determinati valori (eritema, perdita di peli, opacità del cristallino, sterilità, sindrome gastrica, sindrome neurologica……, morte.) La gravità degli effetti è proporzionale alla dose assorbita. Gli effetti tardivi comprendono gli effetti genetici e gli effetti somatici di tipo stocastico (mutazioni genetiche,leucemie, tumori…) . Essi possono verificarsi a dosi di radiazioni anche molto basse (compresa la dose dovuta al fondo naturale). La probabilità che si verifichino è proporzionale alla DOSE di radiazioni ricevuta dal soggetto. La gravità è indipendente dalla dose assorbita.

23 La radioprotezione LA RADIOPROTEZIONE È la disciplina che ha l’obbiettivo di preservare lo stato di salute e di benessere dei lavoratori e degli individui componenti la popolazione dai rischi connessi all’uso di radiazioni ionizzanti. Ciò viene conseguito riducendo i rischi da radiazioni ionizzanti a livello accettabili per quelle attività che sono giustificate dai benefici che ne derivano alla società ed ai suoi membri. Nel conseguire questi obbiettivi, questa disciplina deve provvedere anche alla difesa e tutela dell’ambiente.

24 Principi di base in radioprotezione
Principio di giustificazione Ogni attività umana con R.I. deve trovare adeguata motivazione in un netto e positivo bilancio tra rischi e benefici associati ad essa. Principio di ottimizzazione Tutte le esposizioni devono essere mantenute tanto basse quanto ragionevolmente ottenibile in riferimento a considerazioni economiche e sociali Principio del limite della dose individuale La dose ai singoli individui non deve superare i limiti raccomandati per le varie circostanze

25 I rischi da radiazioni ionizzanti
La radioprotezione si prefigge lo scopo di prevenire gli effetti immediati (effetti non stocastici) delle radiazioni e la limitazione degli effetti tardivi ( effetti stocastici e genetici ) entro un livello accettabile.

26 Grandezze ed unità di misura delle radiazioni ionizzanti
Alcune grandezze fisiche sono associate al tipo ed alla intensità delle radiazioni ionizzanti (caratteristiche della sorgente) Altre Grandezze fisiche (e non) sono associate agli effetti che le radiazioni ionizzanti producono nella materia irraggiata Tipo di particelle emesse Energia delle particelle Numero particelle emesse per sec e nell’unità di angolo solido Costanti di emissione In questo caso la grandezza fisica è definita secondo il livello gerarchico di aggregazione della materia: Materia inerte Tessuti ed organi umani Persona M.R. S.R. I valori delle grandezze sono legati al tipo di macchina nonché ai parametri selezionati per il funzionamento: (KV, mA) I valori delle grandezze sono legati al tipo di radionuclide

27 Fattori di ponderazione degli organi

28 Radioprotezione nei laboratori

29 Entità delle esposizioni in medicina
Attività in vitro Poiché si utilizzano piccole attività di SNS I livelli di esposizione alle mani dovuti alla irradiazione esterna sono sicuramente contenuti mentre la contaminazione superficiale può configurare livelli di dose assorbita alla pelle non trascurabili. I livelli di esposizione dovuti ad eventuale contaminazione interna sono in genere bassi per la maggior parte dei radioisotopi utilizzati (H-3; C-14; S-35; Ca-45) ma non per i radioisotopi dello Iodio che possono produrre elevati livelli di equivalente di dose alla tiroide. Attività in vivo Per la manipolazione di attività da alcuni MBq ad alcuni GBq si possono avere livelli elevati di esposizione alle mani e alla pelle dovuti alla irradiazione esterna e alla contaminazione superficiale . Analogamente possono essere elevati i livelli di esposizione dovuti alla contaminazione interna per lo I In genere i radiofarmaci usati esclusivamente in diagnostica ( come il Tc-99m, l’In-111, il Tl-201 o il Ga-67) per il breve tempo di dimezzamento e il tipo di molecola utilizzato non danno origine a elevati valori di dose efficace.

30 Analisi rischi nei Laboratori
Causa di rischio radiologico: Esposizioni riferite a numerose e diversificate manipolazioni di sorgenti non sigillate di media e bassa attività (da qualche kBq a decine di MBq) - Radionuclidi utilizzati: H C P P I I131 – S35 - Tipologia delle manipolazioni: Metodiche RIA – Manipolazioni semplici per via umida - Tipo di esposizione: Irradiazione esterna (Inevitabile ma riducibile a bassi valori) contaminazione superficiale ed interna (Evitabile – Possibile per incidenti)

31 Analisi rischi nei laboratori : Irradiazione esterna
Fase operativa : Manipolazione di sorgenti madre ( 10 ÷ 100 MBq ) - Rischio dovuto ad irradiazione esterna delle mani e del corpo con manipolazione della sorgente priva del contenitore protettivo. P Dose in aria a 6 cm dalla sorgente madre: ≈ ÷ mGy/h 60 cm ≈ ÷ mGy/h C Dose in aria a 6 cm ………………… ≈ ÷ mGy/h 20 cm ≈ ÷ mGy/h 60 cm ………………… Trascurabile I Dose in aria a cm ………………… ≈ ÷ mGy/h 60 cm ≈ ÷ 0.01 Durata manipolazione : 1 ÷ 2 min. Esposizione massima prevedibile alle mani: ≈ mSv Esposizione massima prevedibile al corpo : ≈ mSv

32 Sorgenti non sigillate Principali presidi di radioprotezione nelle attività in vitro
Attività in vivo

33 Dosimetro individuale
Strumenti di misura delle grandezze fisiche associate alle radiazioni: CONTATORI e DOSIMETRI Contatore Geiger Dosimetro Contatore mani-piedi Dosimetro individuale

34 Fonti normative della radioprotezione
NORME TECNICHE emanate da parte di organismi scientifici nazionali ed internazionali NORME GIURIDICHE Emanate dagli Stati dei vari paesi I paesi della CE sono legati dal Trattato EURATOM (1957) recepito in Italia con legge 1203/57. Tale trattato vincola i paesi interessati al recepimento, mediante decreti delle DIRETTIVE emanate su ASPETTI FONDAMENTALI relativi alla protezione sanitaria nell’impiego pacifico dell’energia nucleare: DOSI MASSIME AMMISSIBILI CON UN SUFFICIENTE MARGINE DI SICUREZZA ESPOSIZIONI E CONTAMINAZIONI MASSIME AMMISSIBILI PRINCIPI FONDAMENTALI DI SORVEGLIANZA SANITARIA DEI LAVORATORI In Italia il recepimento delle DIRETTIVE EURATOM è posto in essere : dal DL.vo 241/ (protezione dei lavoratori e della popolazione dal DL.vo 187/2000 (protezione della persona sottoposta ad interventi di radiologia medica, medicina nucleare e radioterapia.

35 Momenti significativi per l’attuazione della radioprotezione (D. L
Momenti significativi per l’attuazione della radioprotezione (D.L.vo 241/2000) Individuazione dei Dirigenti Nomina dell’Esperto Qualificato Nomina del Medico Autorizzato Progettazione dell’impianto radiologico Adempimenti Tecnico-Amministrativi Verifica di primo impianto Classificazione delle aree di lavoro in Zone Controllate e/o Sorvegliate Valori di dose massimi assorbibili dai lavoratori e dalla popolazione Classificazione dei lavoratori Giudizio preventivo di idoneita’ fisica dei Lavoratori Esposti Individuazione ed Assegnazione dei dispositivi per la sorveglianza dosimetrica individuale Individuazione ed assegnazione dei dispositivi di protezione individuale Elaborazione del Regolamento di sicurezza Formazione di tutte le figure coinvolte Sorveglianza fisica dei lavoratori e delle aree classificate Sorveglianza medica dei “Lavoratori Esposti”

36 Organigramma della radioprotezione

37 Sorveglianza mfisica e medica

38 Compiti dei dirigenti Art. 61 D.L.vo 230/95
Promuovono le azioni necessarie ad assicurare il rispetto degli adempimenti autorizzativi sia per l’avvio di nuove attività con R.I. sia per modifiche delle attività già autorizzate. Provvedono che sia eseguita la classificazione dei lavoratori interessati fornendo all’Esperto qualificato le necessarie informazioni. Organizzano le attività indicando le corrette modalità di esecuzione del lavoro nel rispetto delle vigenti norme. Provvedono che i lavoratori siano forniti ed utilizzino i mezzi di sorveglianza dosimetrica e di protezione indicati dall’Esperto Qualificato. Provvedono affinchè i singoli lavoratori osservino le norme interne di sicurezza, seguendo le corrette modalitè di esecuzione del lavoro. Provvedono affinchè siano segnalate, mediante appositi contrassegni, sia le aree classificate a rischio sia le sorgenti di radiazioni ionizzanti immagazzinate

39 Compiti dell’esperto qualificato
Assicura la sorveglianza fisica, cioè l’insieme delle valutazioni, delle misure, degli esami effettuati delle indicazioni fornite, dei provvedimenti e dei dispositivi adottati al fine di garantire la garantire la protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione. I momenti più significativi sono: classificare le aree di lavoro; classificare i lavoratori; indicare i mezzi di sorveglianza dosimetrica individuale o ambientale e dei dispositivi di protezione; rilasciare il Benestare ai progetti di impianti e per l’avvio delle attività ; eseguire la valutazione delle dosi individuali e delle introduzioni dei radionuclidi; fare la relazione di valutazione dei rischi; partecipare alla formazione e informazione dei lavoratori

40 Limiti di dose per lavoratori
NON ESPOSTI ESPOSTI categoria B ESPOSTI categoria A

41 In generale la gestione dei R.R. prevede le seguenti fasi:
Trattamento R.R Trattamento dei R.R. In generale la gestione dei R.R. prevede le seguenti fasi: 1) Cernita e raccolta 2) Trasporto 3) Trattamento e condizionamento 4) Deposito provvisorio 5) Eliminazione 6) Schedario di contabilità

42 Evoluzione della radioprotezione
Scoperta dei raggi X (W. Röentgen) Scoperta della radioattività (H. Becquerel) ! Scoperta del Radio e del Polonio (M. e P. Curie) 336 dei primi ricercatori sulla radioattività muoiono per le dosi ricevute Gli inglesi adottano per primi “Raccomandazioni di radioprotezione” Un Comitato Internazionale di radioprotezione (divenuto poi ICRP) è istituito dal 2° Congresso Internazionale di Radiologia. 1931- Il röentgen (R) è adottato come unità di misura dei raggi X la Commissione Internazionale raccomanda la “dose di tolleranza di 0.2 R/giorno (circa 2 mSv/giorno) 1941- il comitato USA per la radioprotezione raccomanda per il Radio il “deposito corporeo massimo” di 0.1 microcuri La ICRP raccomanda la “dose massima ammissibile” di 0.3 R/settimana (circa 3 mSv/settimana) Il rad è adottato come unità di dose assorbita La ICRP raccomanda la “dose massima ammissibile” di 5 rem/anno La Comunità Europea emana proprie direttive di radioprotezione con il trattato EURATOM L’Italia si adegua alle direttive EURATOM ed emana la legge di radioprotezione (DPR 185) La ICRP raccomanda il nuovo sistema di limitazione delle dosi.

43 Unità di misura dose efficace
GRANDEZZE E UNITA’ DI MISURA DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI (r.i.) L’effetto Biologico prodotto dalle r.i. dipende: 1- dalla quantità di energia ceduta dalla radiazione nella materia (dose assorbita); 2- dal tipo e dall’energia delle radiazioni 3- dalle caratteristiche Biologiche degli organi interessati. 1- La “dose assorbita” è una grandezza fisica misurabile la sua unità di misura il Gray (Gy) che corrisponde all’energia di 1 Joule depositato in un Kg di massa. 2- Per tener conto della dipendenza dell’effetto biologico delle radiazioni anche dal tipo di radiazioni e dall’energia, è stata definita una seconda grandezza radioprotezionistica la “dose equivalente” HT come la dose media ( DT) ad un organo o tessuto di tipo T, moltiplicata per un fattore peso adimensionale WR che è legato al tipo di radiazione ed all’energia HT = DT x WR L’unità di misura è il Sievert (Sv) . 3- Dato ché l’esposizione alle radiazioni ionizzanti dei diversi organi e tessuti comporta anche diverse probabilità di danno e diversi livelli di gravità del danno a seconda del tessuto o organo interessato, la combinazione di probabilità di danno e del relativo grado di severità è definito Detrimento. Per valutare il detrimento sanitario associato agli effetti probabilistici è stata introdotta la “dose efficace” (E) ovvero la sommatoria della dose equivalente ai vari tessuti e organi irradiati, moltiplicata per un fattore peso adimensionale WT E = T WT x HT L’unità di misura è il Sievert (Sv) WT è un fattore di ponderazione che rappresenta la frazione di detrimento da irradiazione dell’organo o tessuto T, rispetto al detrimento totale da irradiazione uniforme del corpo intero. Unità di misura dose efficace

44 Incidenti nel mondo del lavoro (U.S.A.)
Tipo di attività Numero lavoratori Morti su Invalidi su Perdita di vita prevista in giorni Strade 6 400 30 Manifatturiera 8,7 470 43 Servizi 9,7 410 47 Trasporti 32,7 190 164 Agricoltura 55,3 277 Costruzioni 60,3 210 302 Miniere 65,7 40 328 Radiazioni ionizzanti ( 5 mSv/anno ) - Radiazioni di fondo naturale -. 9

45 Grandezze quantitative di una Sostanza radioattiva
Quantità di un radionuclide contenuto in una sorgente radioattiva Il numero di atomi del radionuclide che decadono in un secondo, ad un certo istante di vita della sorgente, è proporzionale la numero totale di atomi del radionuclide presenti nella sorgente nell’istante considerato. Tale numero definisce anche l’intensità di emissione della sorgente pertanto ne descrive completamente il carattere quantitativo e viene definito ATTIVITÀ della sorgente radioattiva. ATTIVITÀ = numero di decadimenti (o disintegrazioni) in un secondo (Becquerel) 1 Becquerel (Bq) = una disintegrazione/sec ( Nelle vecchie unità 1 Ci = 3.7 x dis/sec mCi = 37 MBq ) Tempo Di Dimezzamento ( T1/2 ) = tempo impiegato per dimezzare il numero di radionuclidi di una specie contenuti nella sorgente radioattiva

46 Descrittori degli effetti delle radiazioni ionizzanti
Secondo la complessità gerarchiche di aggregazione della materia è utilizzato un opportuno decrittore degli effetti delle Radiazioni Ionizzanti Nella Materia inerte : Dose assorbita - definisce la quantità di energia depositata nell’unità di massa Dose = Energia/Massa [Gray] Nei Tessuti biologici : Equivalente di dose - Dose assorbita dal tessuto opportunamente pesata da un fattore (WR) a causa della dipendenza degli effetti biologici dal tipo e dall’energia della radiazione . HT = Dose x WR [Sievert] (T=1…22) Nella Persona: Dose efficace - Somma delle dosi agli organi, pesate per un fattore (WT) che tiene conto della diversa incidenza che ogni organo ha sulla salute e qualità della vita dell’individuo E = H1W1 + H2W2 + …….+ H22W (Sievert)

47 Presidi di radioprotezione nelle attività in vivo

48 Presidi di radioprotezione nelle attività in vivo

49 Grazie per l’attenzione