Elementi di

1
Elementi di radioprotezione
P. Calvini
http//www.ge.infn.it/calvini/
2
RINGRAZIAMENTI
Ringrazio il prof. P. Corvisiero per la
collaborazione e per il materiale
fornitomi. http//www.ge.infn.it/corvi/doc/dida
ttica/
3
sommario
Generalita sul nucleo atomico
Leggi del decadimento radioattivo
Elementi di dosimetria
I rivelatori di radiazioni
Esempio di calcolo della dose e normativa
radioprotezionistica
4
Ratomo 100.000 Rnucleo Matomo ? Mnucleo
La materia e vuota !!

• agglomerati di sfere di
• un metro di diametro
• separati da distanze di
• 100 chilometri !!

Il nucleo e composto da Protoni ? e neutroni
? interagenti tramite le forze nucleari
Le energie in gioco nel nucleo sono (decine di)
milioni di volte piu elevate delle energie
chimiche (orbite elettroniche)
5
(No Transcript)
6
composizione del nucleo atomico N ? Z
7
(No Transcript)
8
(No Transcript)
9
(No Transcript)
10
(No Transcript)
11
(210Po ? 206Pb ?)
12
Talvolta il nucleo figlio viene creato in un
stato eccitato Si diseccita emettendo radiazione
gamma
13
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.
14
Leggi del decadimento radioattivo
La radioattivita si manifesta con lemissione di
particelle ? oppure ? da parte del
nucleo, spesso con successiva emissione ?
Quale legge segue il decadimento radioattivo ?
15
Leggi del decadimento radioattivo
NP(t) numero di nuclei che non sono
ancora decaduti al tempo t
16
Np nuclei precursori (parents) N0 nuclei
precursori iniziali
? costante di decadimento dà indicazioni
sulla probabilità di decadimento nellunità di
tempo
attività numero di decadimenti avvenuti
nellunità di tempo
17
VITA MEDIA lunga ritmo di decadimento lento
18
VITA MEDIA intermedia ritmo di decadimento
meno lento
19
VITA MEDIA breve ritmo di decadimento rapido
20
T1/2 25 giorni
T1/2 80 giorni
T1/2 220 giorni
Lattivita di ogni sorgente diminuisce nel
tempo Maggiore e il valore di T1/2 , piu a
lungo dura la sorgente a(t)NP(t) ln2/T1/2
21
L attività si misura in Bequerel (Bq)
1 Bq 1 disintegrazione/secondo 1 kBq 103
Bq 1 MBq 106 Bq 1 GBq 109 Bq
Molto usata a tuttoggi è la vecchia unita il
Curie (Ci)
1 Ci 3.71010 disintegrazioni/secondo (1 Ci ?
1 g di Radio 226)
1 Ci 37 GBq
1 mCi 37 MBq
1 ?Ci 37 kBq
22
Flusso ?
numero di particelle per unita di superficie
numero di particelle per unita di superficie e
per unita di tempo
Intensita di flusso ?
Diminuiscono con laumentare della distanza dalla
sorgente
23
Esempio calcolare lintensita di flusso di
particelle beta (?-) alla distanza r 2 metri
(nel vuoto) da una sorgente di 60Co di
attivita a 6 MBq
24
La sorgente di una cobaltoterapia corrisponde a
qualche centinaio di Ci, pari quindi a circa
1012 Bq
Usando la formula
Vediamo per esempio che ogni cm2 di superficie,
posto ad una distanza di un metro dalla sorgente,
e investito da circa 107 radiazioni ogni secondo
Questo vale per il paziente ma anche per gli
operatori !
25
Unita di misura dellenergia
In Fisica nucleare si preferisce misurare
lenergia delle particelle in elettronvolt
(simbolo eV) anziché in Joule
Si usano lelettronvolt ed i suoi multipli, il
kiloelettronvolt (simbolo keV 1 keV 103 eV)
ed il Megaelettronvolt (simbolo Mev 1 MeV 106
eV)
1 elettronVolt è lenergia cinetica guadagnata da
una particella di carica unitaria (protone,
elettrone) accelerata da una differenza di
potenziale di 1 Volt Così, elettroni accelerati
da una d.d.p. di 6 MVolt possiedono una energia
cinetica pari a 6 MeV Fattori di conversione 1
eV 1.602 . 10-19 J 1 J 6.242 . 1018 eV

• ? 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

26
Altre sorgenti di radiazione Macchine radiogene
Generatori di raggi X per diagnostica e/o terapia
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.
27
Interazione radiazioni - materia
Le particelle ?, ? e ? emesse dalle sorgenti
radioattive, i raggi X delle macchine radiogene e
gli elettroni dei LINAC interagiscono con i
materiali nei quali si propagano (es. aria,
materiali biologici, )
Lungo il loro percorso cedono frazioni della loro
energia agli elettroni del mezzo attraversato
Le modalita di interazione sono molto diverse a
seconda che si parli di particelle cariche (? o
elettroni) oppure di particelle neutre (raggi X,
fotoni e neutroni)
I neutroni sono generati da interazioni degli
elettroni accelerati dai LINAC con i materiali da
essi colpiti
I neutroni costituiscono unulteriore sorgente di
radiazioni da cui proteggere i lavoratori
professionalmente esposti e la popolazione
28
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
Le particelle cariche perdono energia per
ionizzazione cedono cioè 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.
29
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
Se la particella carica e un elettrone, questo
ha una massa confrontabile con quella dei
bersagli colpiti (elettroni atomici) e subisce
quindi ad ogni urto delle brusche deviazioni di
traiettoria e quindi brusche accelerazioni e
decelerazioni.
Associato a queste variazioni di velocita vi e
il meccanismo di perdita di energia per
irraggiamento (Bremsstrahlung) lelettrone perde
energia emettendo dei raggi X.
Per gli elettroni coesistono i due tipi di
perdita di energia, per ionizzazione (Sion) e per
irraggiamento (Srad). In generale per le
particelle cariche vale il seguente schema
ionizzazione ? Sion da parte di p, ?, ioni
pesanti, elettroni e? irraggiamento ? Srad da
parte di elettroni e?
perdita di energia per
30
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
Per un materiale attraversato di numero atomico Z
sussiste la relazione (con E misurata in MeV)
nel piombo (Z82) Ecrit ? 10 MeV in
acqua o aria (Z ? 8) Ecrit ? 100 MeV
Ecrit 800/Z
Il fenomeno di perdita di energia per
irraggiamento è dominante nei materiali ad alto
numero atomico Z
I generatori di raggi X funzionano appunto (vedi
prima) sfruttando questo fenomeno lanodo su cui
incidono gli elettroni è infatti tungsteno
(simbolo W, Z74)
I raggi X usati in diagnostica e/o terapia hanno
origine dalla interazione degli elettroni con
lanodo
31
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche
32
Particelle cariche Range
Si chiama Range (o percorso) lo spessore
penetrato da una particella allinterno di un
materiale prima di arrestarsi
A parità di energia le particelle cariche pesanti
(protoni e ?) sono molto meno penetranti degli
elettroni il loro range è circa 1000 volte piu
corto
Depositano quindi la stessa quantità di energia
in un volume di materia estremamente più
piccolo per questo motivo il danno biologico
associato alle particelle cariche pesanti può
essere maggiore di quello associato agli elettroni
33
Interazione radiazioni - materia
Particelle cariche Range
Le particelle non arrivano oltre uno spessore un
po superiore al range
non costituiscono problema per irraggiamento
esterno
Sorgenti radioattive
34
Particelle cariche Range
Naturalmente se lo spessore del materiale
attraversato è minore del range, la particelle
deposita solo una frazione di energia nel mezzo.
Se quindi si vuole schermare una sorgente
radioattiva che emette particelle cariche (? o ?)
è necessario adottare una schermatura di spessore
superiore al range delle particelle stesse
35
Schermature particelle cariche
? nessun problema
? conviene usare materiali leggeri
in questo modo si riduce la produzione di fotoni
di Bremsstrahlung
36
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
A differenza delle particelle cariche i fotoni
non interagiscono in maniera continua con la
materia, ma in maniera stocastica esiste cioè
una probabilità 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
Il fotone entra nel mezzo con energia E? ed esce
con energia E?
37
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
38
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
(secondari).
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.
Pertanto fotoni ed elettroni, specie ad alta
energia, producono gli stessi effetti
propagandosi nei materiali.
Danno origine ai cosiddetti sciami
elettromagnetici.
39
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
? coefficiente di attenuazione/assorbimento
? 1/? libero cammino medio
Il libero cammino medio ha senso probabilistico
una parte dei fotoni va oltre ! Non esiste un
range per fotoni !
40
Interazione radiazioni - materia
Fotoni
I coefficienti di attenuazione/assorbimento sono
tabulati in funzione dellenergia e dei vari
materiali
41
(No Transcript)
42
Interazione radiazioni - materia
neutroni
Z 0 ? solo interazioni nucleari
diffusione rallentamento - cattura
43
La massima perdita energia si ha quando mA ? mn
materiali idrogenati materiali leggeri
calcestruzzo o paraffina borata, litiata
44
Schermature neutroni
? sezione durto macroscopica
45
Schermature neutroni

• Rallentamento
• Materiali leggeri paraffina, H2O,
  calcestruzzo,

Calcestruzzo
46
Rischi da radiazioni ionizzanti
Irraggiamento esterno
Sorgente esterna allorganismo Le radiazioni
incidono sul lavoratore
Contaminazione interna
Sorgente entra nellorganismo a seguito di
ingestione, inalazione, ferite, ....
47
(No Transcript)
48
Tipologia dei rischi alla luce di quanto detto
fino ad ora sulle proprieta delle radiazioni
Irraggiamento esterno
Radiazione penetrante fotoni neutroni elettroni
alta energia (linac)
Contaminazione interna
Radiazione a corto range Particelle
beta Particelle alfa
49
Riduzione dei rischi da IRRAGGIAMENTO ESTERNO
? elimina o riduce lesposizione
?la dose cresce linearmente con il tempo
di esposizione
?la dose diminuisce come 1/d2
Dalla CONTAMINAZIONE INTERNA non
esiste praticamente altra difesa se non la
PREVENZIONE
50
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.
Nelle strutture sanitarie la sorveglianza e il
monitoraggio continuo dei livelli di radiazione
sono compito 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 percezione della
pericolosità delle radiazioni è andata
aumentando e le norme di sicurezza adottate su
scala mondiale sono diventate sempre più
restrittive.
51
Il genere umano è da sempre esposto a varie forme
di radiazione naturale costituite dai raggi
cosmici e da tutti gli elementi radioattivi
naturali (40K, 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
52
Il fondo ambientale di radiazioni costituisce una
sorgente di irraggiamento cronico a basso rateo
di dose e può influire sulla risposta dei sistemi
viventi allesposizione acuta a
radiazioni ionizzanti. Gli effetti non sono
conosciuti in maniera esauriente.
Nei Laboratori Nazionali del Gran Sasso (LNGS)
dellINFN è in corso, tra tante altre attività,
anche lesperimento Silenzio Cosmico, nel quale
vengono eseguite indagini in condizioni di fondo
di radiazione naturale molto basso su varie
specie biologiche ad alto tasso di replicazione
generazionale.
53
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.
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.
54
Molti malcapitati ricevettero come ricostituente
iniezioni di materiali contenenti Radio e Torio
e furono successivamente colpiti da tumore.
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
anomalie di tipo genetico.
Nel 1904 furono segnalate le prime anemie e le
prime leucemie indotte da raggi X e già nel 1902
si constatò che un carcinoma cutaneo si era
sviluppato su precedente dermatite da raggi.
Nel 1911 furono messi in evidenza 94 casi di
tumori indotti da raggi X, 50 dei quali in
radiologi. Nel 1922 fu stimato che almeno 100
radiologi morirono come risultato di cancro
indotto da radiazioni.
Entro circa dieci anni dalla scoperta di Roentgen
e Bequerel una gran parte delle patologie da
dosi elevate ed intense di esposizione a
radiazioni ionizzanti era stata riconosciuta e
sommariamente descritta.
55
Le lesioni da ingestione 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. (
visitare il sito http //www.nytimes.com/library/n
ational/science/100698sci-radium.html )
Inoltre si notò che i minatori che lavoravano
nelle miniere di cobalto della Sassonia e nelle
miniere di pechblenda di Joachimsthal (Sudeti),
entrambe contenenti 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.
56
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 le più gravi ed insidiose conseguenze
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.
57
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 (prevalentemente per
contaminazione interna) 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.
58
Effetti biologici delle radiazioni ionizzanti
Quando una particella ionizzante interagisce con
le molecole di un tessuto organico, essa perde
energia attraverso interazioni di tipo elettrico
con gli elettroni degli atomi. Anche particelle
non direttamente ionizzanti come fotoni o
neutroni interagiscono con la materia attraverso
cessione di energia agli elettroni degli atomi.
Quando un elettrone viene strappato ad un atomo,
lo ionizza. Inoltre, a causa della energia
cinetica acquistata, lungo il suo percorso
interagisce e ionizza altri atomi del tessuto.
Questi ioni, estremamente instabili, si combinano
con gli altri atomi e molecole del tessuto dando
luogo ad una vera e propria reazione a catena. A
seguito di questo fenomeno vengono create nuove
molecole, differenti da quelle originarie di cui
è composto il tessuto, e vengono messi in moto
dei radicali liberi.
Questi ultimi possono interagire tra loro o con
altre molecole attraverso processi che tuttoggi
non sono ben noti, possono indurre cambiamenti
biologicamente significativi nelle molecole
stesse che possono essere causa di un loro
malfunzionamento.
59
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.
60
Negli ultimi anni è stato compiuto un
considerevole sforzo per determinare gli effetti
delle radiazioni sul corpo umano.

• Poiché non è possibile ovviamente effettuare
  esperimenti diretti
• sulla popolazione, la attuale conoscenza degli
  effetti delle radiazioni
• è basata su
• ? dati raccolti in occasione di incidenti
  (Chernobyl, per esempio)
• studi epidemiologici effettuati sui
  sopravvissuti al bombardamento
• di Hiroshima e Nagasaki
• ? studi sulle popolazioni esposte alle esplosioni
  nucleari effettuate
• a scopi militari (test nucleari)
• ? studi ed esperimenti effettuati su animali da
  laboratorio.

61
Lo stato attuale di conoscenza in questo campo
può essere riassunto come segue
esiste uninformazione ben documentata sugli
effetti di esposizione acuta (cioè limitata nel
tempo) ad alte dosi (effetti deterministici, risco
ntrabili al di sopra di una dose soglia alquanto
elevata) in queste situazioni il danno cresce
con la dose
esiste una limitata conoscenza su quanto concerne
le seguenti situazioni di rischio dosi acute
non troppo elevate e non ripetute basse dosi
acute ripetute occasionalmente bassissime
dosi croniche. In questi casi gli effetti, se
davvero esistono, sono estremamente rari (effetti
stocastici) ed un incremento della dose aumenta
la probabilità del danno piuttosto che lentità
del danno stesso.
62
Effetti somatici deterministici da esposizione
globale acuta
63
In merito agli effetti stocastici 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 dallintensità della
dose ricevuta - alla dose integrale assorbita
sono proporzionali il danno biologico
(microscopico) e la probabilità di un evento
grave a danno dellindividuo esposto e/o della
sua discendenza (effetto tardivo)
? non vi è alcuna soglia sulla dose da
radiazione, al di sopra della quale levento
avverso si può manifestare, 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.
64
Rischi dovuti alle radiazioni ionizzanti
Il danno biologico e dovuto alla interazione
delle radiazioni con le molecole dei tessuti
Il danno biologico è legato alla dose assorbita
D, ossia allenergia depositata dalla radiazione
per unita di massa
65
Come sappiamo collegare il danno alla dose
equivalente ?
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
Luso pacifico dellenergia nucleare è senza
dubbio lattività con il maggiore e più severo
controllo sui rischi dei lavoratori e della
popolazione
66
Come stabilisce gli standard di radioprotezione ?
67
Le raccomandazioni dellICRP
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.
68
Equivale ad aver fumato in tutta la vita 175
sigarette !!
69
Attivita con RIM 10-6
80-gt
70
I limiti di dose

• LICRP distingue due categorie
• Gli individui esposti per motivi professionali
• La popolazione nel suo insieme

Il limite per i lavoratori professionalmente
esposti (Cat. A) è 20 mSv allanno
Supponendo un periodo lavorativo di 50 anni, il
lavoratore alla fine della attività potrà al
massimo aver assorbito 1 Sv
Poichè il RIM 1.65?10-2 eventi gravi per Sv
ricevuto
per questo lavoratore esisterà una probabilità
dello 1.65 di contrarre una malattia grave
(anche con effetti ereditari) e che dipenda dalla
sua intera attività lavorativa (50 anni)
Stiamo parlando di probabilita, non di certezza
71
(No Transcript)
72
esempio di profilo temporale di dose H per un
lavoratore professionalmente esposto (cat. A)
73
I limiti di dose

• LICRP distingue due categorie
• Gli individui esposti per motivi professionali
• La popolazione nel suo insieme

Il limite di dose equivalente per le persone del
pubblico è 1 mSv per anno solare
Questo valore è comparabile con la dose
imputabile alla radioattività naturale (raggi
cosmici, 222Rn, 40K, 14C, ), che è stimata tra
1.3 e 2.3 mSv/anno (dipende da molti fattori).
La probabilità di contrarre durante lintera vita
(70 anni) una grave malattia per esposizione
naturale a dosi di 1 mSv/anno è P 1.25 . 10-2 .
10-3 . 70 8.75 . 10-4 . In media un individuo
su 1142 dovrebbe ammalarsi per la radiazione
naturale !
74
Confronto di pericolosita tra centrali a
carbone e centrali nucleari
75
Riduzione dellaspettativa di vita (in giorni) in
funzione del particolare tipo di rischio
76
(No Transcript)
77
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 di 1 anno)
26 Aprile 1986 Chernobyl, URSS Fusione del
combustibile Emissione di gas e fumi
radioattivi Morirono 31 persone per esposizione
ad alte dosi (vigili del fuoco e
soccorritori) Furono evacuate 150.000 persone
78
Lincidente avvenne nel corso di un esperimento,
per consentire il quale, gli operatori
disattivarono manualmente tutti i sistemi di
sicurezza !!!
Lincidente di Chernobyl, lunico davvero grave,
fu quindi dovuto alla folle irresponsabilita
degli operatori, piu che a una vera e propria
mancanza di sicurezze.
79
Gli effetti della nube di Chernobyl in Italia
80
(No Transcript)
81
(No Transcript)
82
Detto così 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
83
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 2.5810-4 C/kg 1 C/kg 3876 R
84
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
La dose assorbita D si misura in gray (Gy)
1 Gy 1 Joule/kg
Si usa anche il rad 1 rad 0.01 Gy 10 mGy 1
Gy 100 rad
Dose assorbita D ed esposizione X sono ovviamente
legate tra loro
85
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.
86
Dose equivalente H
Quindi una dose assorbita, per esempio, pari a
200 mGy 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 ?
La dose equivalente H si misura in Sievert
(Sv) Si usa anche il rem 1 rem 0.01 Sv 10
mSv 1 Sv 100 rem
87
Gli strumenti di rivelazione delle radiazioni
Dosimetri ambientali
Dosimetri personali
Rivelatori a gas Camera a ionizzazione Contatore
geiger
Emulsioni fotografiche
Dosimetri a termoluminescenza
88
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
89
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
90
Principio di funzionamento dei rivelatori a gas
funzionano con questo principio Contatori
Geiger Camere ad ionizzazione Penne dosimetriche
individuali
91
rivelatori a gas camere ad ionizzazione
92
rivelatori a gas penne dosimetriche individuali
93
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
94
Vari tipi di film-badge
Devono essere SEMPRE portati al seguito
Una volta letti, costituiscono un
documento stabile ed archiviabile della dose
ricevuta
95
Dosimetri a termoluminescenza (TLD)
Principio fisico di funzionamento
Termoluminescenza emissione di luce, a seguito
di riscaldamento da parte di alcuni materiali
isolanti (CaF2, LiF, BeO, CaSO4, Li2B4O7)
96
Struttura a bande di un isolante
Lenergia impartita dalla radiazione libera
lelettrone dal legame atomico e lo parta nella
banda di conduzione.
97
Struttura a bande di un isolante
Lenergia impartita dalla radiazione libera
lelettrone dal legame atomico e lo parta nella
banda di conduzione.
La maggior parte degli elettroni ritornano a
legarsi alle lacune dopo aver migrato nel
cristallo (luminescenza)
98
Struttura a bande di un isolante
Lenergia impartita dalla radiazione libera
lelettrone dal legame Atomico e lo parta nella
banda di conduzione.
La maggior parte degli elettroni ritornano a
legarsi alle lacune dopo aver migrato nel
cristallo (luminescenza)
Qualcuno resta intrappolato in livelli
metastabili della banda proibita
99
Struttura a bande di un isolante
Lenergia impartita dalla radiazione libera
lelettrone dal legame Atomico e lo parta nella
banda di conduzione.
La maggior parte degli elettroni ritornano a
legarsi alle lacune dopo aver migrato nel
cristallo (luminescenza)
Qualcuno resta intrappolato in livelli
metastabili della banda proibita
finche il cristallo non viene riscaldato
(lettura). Lenergia termica somministrata libera
lelettrone dalla trappola. Esso ritorna alla
banda di valenza e nel processo viene emessa
luce (Termoluminescenza)
100
La fase di lettura del dosimetro consiste quindi
nel suo riscaldamento
Un fotomoltiplicatore legge la luce emessa
Proporzionale al numero di elettroni intrappolati
Proporzionale alla dose assorbita
101
Alcuni tipi di dosimetri TLD
102
Dispositivi di protezione e monitoraggio
individuali
103
Esempio calcolo della dose
A 100 ?Ci di 60Co
A 3.7106 Bq
60Co
d 1.5 m
Ad ogni disintegrazione il 60Co emette
1 ? di energia 0.312 MeV
104
Schema di decadimento del 60Co
105
Sono comunque facilmente schermabili e
sufficiente ? 1 mm di plexiglass ?plex ? 1000
?aria ? xplex ? 1/1000 xaria
106
Intensita di esposizione (R/h) per sorgente di
attivita 1 Ci alla distanza di un metro
Costante ?
107
(No Transcript)
108
Per confronto
Fondo naturale 1.5 mSv/anno
Impiego sanitario 1 mSv/anno
109
Ricordiamo ancora una volta i Limiti di dose
Popolazione H lt 1 mSv/anno
Lavoratori esposti
110
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.
111
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).
I lavoratori esposti non classificati in
categoria A sono classificati in categoria B.
112
Per quanto riguarda la classificazione degli
ambienti di lavoro, la normativa prescrive al
datore di lavoro di classificare e segnalare gli
ambienti in cui è 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.
113

• Laccertamento delle condizioni che portino alla
  classificazione dei lavoratori è di competenza
  esclusiva dellesperto qualificato al datore di
  lavoro compete, ovviamente, solo la definizione
  delle attività che i lavoratori devono svolgere.
• Inoltre lesperto qualificato deve, tra laltro
• fornire indicazioni al datore di lavoro affinché
  gli ambienti di lavoro in cui sussista un rischio
  da radiazioni vengano individuati, delimitati,
  segnalati, classificati in zone e che laccesso
  ad essi sia adeguatamente regolamentato
• fornire indicazioni al datore di lavoro affinché
  i lavoratori interessati siano classificati ai
  fini della radioprotezione
• fornire indicazioni al datore di lavoro perché
  siano forniti ai lavoratori, ove necessario, i
  mezzi di sorveglianza dosimetrica e di
  protezione
• fornire indicazioni al datore di lavoro al fine
  di rendere edotti i lavoratori nellambito di un
  programma di formazione finalizzato alla
  radioprotezione.

114
(No Transcript)
115
Il tubo a raggi X
116
Fonti di rischio in attivita radiologica
Fonte di rischio maggiore D ? correntetempo D
dipende fortemente da kV
117
Fonti di rischio in attivita radiologica
118
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
119
Rischio da irraggiamento esterno
La definizione e la quantificazione del rischio
da irradiazione esterna non può prescindere da
tre elementi fondamentali
1. tempo (durata dellesposizione) determina in
maniera lineare, a parità di condizioni di
esposizione, lintensità 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
D1r12 D1r12 dove D1 è lintensità di dose
alla distanza r1 dalla sorgente e D2 è
lintensità di dose alla distanza r2 dalla
sorgente (esempio passando dalla distanza di 1 m
a quella di 2 m, lintensità di dose si riduce di
un fattore 4)
120
3. disponibilità 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 quantità 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)
121
Si osservi in proposito che
luso 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
luso di occhiali anti-X, quando prescritto,
porta a livelli trascurabili la dose assorbita
dal cristallino.
122
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
123
TAC
124
TAC
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).
125
Mammografia
Per quanto attiene le procedure
mammografiche con apparecchiature dedicate e
procedure ottimizzate le esposizioni lavorative
risultano di assoluta irrilevanza
radioprotezionistica.
126
Radiologia dentale
127
Radioimmunologia R.I.A.
128
(No Transcript)
129
Ai fini della protezione dei lavoratori in esso
operanti, un Laboratorio RIA deve essere dotato
di
sistema di ventilazione adeguato alla tipologia e
alle quantità di sostanze radioattive in esso
utilizzate
una cappa
pavimenti a sguscio e superfici lavabili per
facilitare le operazioni di decontaminazione
adeguata strumentazione di monitoraggio della
contaminazione superficiale (monitor per
contaminazioni superficiali)
deposito per lo stoccaggio e il decadimento di
rifiuti liquidi e solidi radioattivi, prima del
loro smaltimento.
Di solito il rischio di irradiazione esterna e
praticamente trascurabile in tali attivita a
meno che non si utilizzino beta emettitori di
alta energia ai fini della protezione dai rischi
di irradiazione interna e indispensabile utilizza
re tutti i dispositivi di protezione individuali
disponibili e in particolare guanti monouso da
utilizzare durante la manipolazione del
tracciante.
130
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.
131
(No Transcript)
132
Alcune tabelle utili
133
(No Transcript)
134
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 della
contaminazione superficiale (monitor mani -
piedi, monitor per contaminazioni superficiali)
un deposito per lo stoccaggio e il decadimento di
rifiuti liquidi e solidi radioattivi, prima del
loro smaltimento.
135
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.
136
Rifiuti radioattivi solidi
I rifiuti solidi derivanti dalluso di sostanze
radioattive a scopo diagnostico in vivo sono
principalmente costituiti da
siringhe, provette e contenitori vuoti di
sostanze radioattive
materiale di medicazione
biancheria contaminata
materiale venuto a contatto con escreti di
pazienti sottoposti ad esame scintigrafico
(pannoloni, teli, cateteri, sondini, etc)
materiale di consumo utilizzato in camera
operatoria e venuto a contatto con pazienti
portatori di radioattivita sottoposti a
intervento chirurgico
materiali utilizzati per operazioni di lavaggio
e decontaminazione
filtri degli impianti di estrazione dellaria
dei servizi di Medicina nucleare
137
Rifiuti radioattivi 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.
138
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.
139
(No Transcript)
140
(No Transcript)
141
(No Transcript)
142
(No Transcript)
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(No Transcript)