Università degli Studi di Roma “Tor Vergata”
Anno
2000
Corso
d'informazione per i lavoratori operanti con le radiazioni ionizzanti
A cura di: Ing.
Aldo DELIA – Ing. Giovanni CALISESI
INDICE
1. NORMATIVA VIGENTE................................................................................................................................................................... 4
1.1. Decreto del Presidente della Repubblica n° 185 del 13/02/1964.................................................................................................... 4
1.2. Decreto Ministeriale n° 449 del 13/07/1990.................................................................................................................................. 4
1.3. Decreto Legislativo del Governo n° 230 del 17/03/1995................................................................................................................ 4
2. GENERALITÀ’ SULLE RADIAZIONI IONIZZANTI........................................................................................................................ 5
2.1. Costituzione dell'atomo................................................................................................................................................................. 5
2.2. Ionizzazione................................................................................................................................................................................... 5
2.3. Isotopi........................................................................................................................................................................................... 5
2.4. Cenni storici.................................................................................................................................................................................. 7
2.5. Pericolosità delle particelle alfa (a).............................................................................................................................................. 8
2.6. Pericolosità delle particelle beta (b)............................................................................................................................................. 8
2.7. Pericolosità delle particelle gamma (g)......................................................................................................................................... 9
2.8. Rischio da irradiazione esterna...................................................................................................................................................... 9
2.9. Radiazioni di natura ondulatoria (raggi g).................................................................................................................................. 10
3. SORGENTI DI RADIAZIONI...................................................................................................................................................... 12
3.1. Un cenno all'atomo e ai decadimenti radioattivi..................................................................................................................... 12
3.2. Le reazioni nucleari e la radioattività artificiale...................................................................................................................... 15
3.3. Le macchine radiogene........................................................................................................................................................... 16
4. LA PENETRAZIONE DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI NELLA MATERIA.......................................................................... 18
5. GRANDEZZE USATE IN RADIOPROTEZIONE........................................................................................................................ 20
5.1. DEFINIZIONI........................................................................................................................................................................ 21
6. LE RADIAZIONI IONIZZANTI E L'AMBIENTE IN CUI VIVIAMO........................................................................................... 24
6.1. Le sorgenti naturali di radiazioni ionizzanti............................................................................................................................. 24
6.2. Sorgenti artificiali di radiazioni ionizzanti............................................................................................................................... 26
7. PRINCIPALI RADIOELEMENTI IMPIEGATI NEI LABORATORI............................................................................................ 27
7.1. Trizio (H3).............................................................................................................................................................................. 27
7.2. Fosforo 32 (P32)...................................................................................................................................................................... 28
7.3. Carbonio 14 (C14)................................................................................................................................................................... 28
7.4. Iodio 131 (I131)....................................................................................................................................................................... 28
7.5. Zolfo (S35)............................................................................................................................................................................... 28
8. IRRADIAZIONE ESTERNA E IRRADIAZIONE INTERNA......................................................................................................... 29
8.1. Rischio di contaminazione...................................................................................................................................................... 29
8.2. Rischio di irradiazione esterna................................................................................................................................................ 30
9. RISCHIO DI IRRADIAZIONE ESTERNA IN CASO DI INCENDIO............................................................................................ 30
10. EFFETTI SULL'UOMO DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI.................................................................................................... 31
10.1. Danni somatici deterministici.................................................................................................................................................. 31
10.2. Danni somatici stocastici......................................................................................................................................................... 34
10.3. Danni genetici stocastici.......................................................................................................................................................... 35
10.4. Irradiazione in utero (embrione e feto).................................................................................................................................... 37
11. I PRINCIPI FONDAMENTALI DELLA RADIOPROTEZIONE.................................................................................................. 44
11.1. Limiti per i lavoratori esposti:................................................................................................................................................. 44
11.2. Limiti i lavoratori non esposti e per il pubblico:...................................................................................................................... 45
12. CLASSIFICAZIONE DEI LAVORATORI ESPOSTI, DEGLI APPRENDISTI E
DEGLI STUDENTI........................................... 45
12.1. Accesso alla "zona controllata" ed alla
"zona sorvegliata".................................................................................................... 49
13. CLASSIFICAZIONE DEI LABORATORI E DEI REPARTI......................................................................................................... 49
13.1. Tipi di laboratori e reparti...................................................................................................................................................... 49
13.2. Laboratori di tipo 1................................................................................................................................................................ 50
\3.3. Laboratori di tipo 2................................................................................................................................................................ 50
13.4. Laboratori di tipo 3................................................................................................................................................................ 50
13.5. Attività nei laboratori e reparti................................................................................................................................................ 50
13.6. Registro carico scarico elementi radioattivi............................................................................................................................. 51
14. MODALITÀ’ DI DETENZIONE DELLE SORGENTI................................................................................................................. 51
14.1. Manipolazione del materiale radioattivo................................................................................................................................. 52
14.2. Procedure di decontaminazione.............................................................................................................................................. 52
14.3. Tecniche di decontaminazione................................................................................................................................................ 53
14.3.1. Decontaminazione di superfici di lavoro
ed attrezzature.......................................................................................................... 53
14.3.2. Decontaminazione individuale................................................................................................................................................ 54
14.3.3. Decontaminazione della pelle................................................................................................................................................. 54
14.3.4. Contaminazione di un'area estesa della
pelle.......................................................................................................................... 55
14.3.5. Contaminazione residua.......................................................................................................................................................... 55
14.3.5.1. Mani.................................................................................................................................................................................. 55
14.3.5.2. Capelli................................................................................................................................................................................ 55
14.3.5.3. Naso................................................................................................................................................................................... 56
14.3.5.4. Bocca................................................................................................................................................................................. 56
14.3.5.5. Occhi.................................................................................................................................................................................. 56
14.3.5.6. Ferite.................................................................................................................................................................................. 56
14.4. Gestione dei rifiuti radioattivi.................................................................................................................................................. 58
15. STRUMENTI OPERATIVI DI SORVEGLIANZA FISICA DELLA
RADIOPROTEZIONE........................................................... 58
16. NORME INTERNE DI RADIOPROTEZIONE............................................................................................................................. 60
17. LA DOSIMETRIA INDIVIDUALE.............................................................................................................................................. 60
17.1. Tecniche di dosimetria............................................................................................................................................................ 60
17.2. Film - dosimetria.................................................................................................................................................................... 60
17.3. Penne dosimetriche tascabili................................................................................................................................................... 61
17.4. Dosimetri a filo di quarzo........................................................................................................................................................ 61
17.5. Dosimetria a termoluminescenza............................................................................................................................................. 61
17.5.1. Il servizio di dosimetria........................................................................................................................................................... 62
17.6. Norme procedurali per l’uso dei dosimetri.............................................................................................................................. 64
18. GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI................................................................................................................................... 64
18.1. Smaltimento dei rifiuti radioattivi............................................................................................................................................ 65
18.2. Deposito rifiuti radioattivi....................................................................................................................................................... 65
18.3. Gestione quotidiana dei rifiuti radioattivi................................................................................................................................ 65
18.4. Contenitori dei rifiuti radioattivi.............................................................................................................................................. 65
18.5. Etichettatura dei contenitori dei rifiuti..................................................................................................................................... 66
19. GLOSSARIO............................................................................................................................................................................... 66
1.
NORMATIVA VIGENTE
1.1. Decreto del
Presidente della Repubblica n° 185 del 13/02/1964
Sicurezza
degli impianti e protezione sanitaria dei lavoratori e delle popolazioni contro
i pericoli delle radiazioni ionizzanti derivanti dall'impiego pacifico
dell'energia nucleare.
1.2. Decreto
Ministeriale n° 449 del 13/07/1990
Regolamento
concernente le modalità di tenuta della documentazione relativa alla
sorveglianza fisica e medica della protezione dalle radiazioni ionizzanti e la
sorveglianza medica dei lavoratori esposti al rischio di tali radiazioni.
1.3. Decreto
Legislativo del Governo n° 230 del 17/03/1995
Attuazione delle
direttive Euratom 80/836, 84/467, 84/466, 89/618, 90/641 e 92/3 in materia di
radiazioni ionizzanti.
2.
GENERALITÀ’ SULLE RADIAZIONI IONIZZANTI
Il termine radiazione viene abitualmente usato per
descrivere fenomeni apparentemente assai diversi tra loro quali:
·
l'emissione di luce da una lampada
·
di calore da una fiamma,
·
l'emissione di particelle elementari da una sorgente
radioattiva
·
etc.
caratteristica comune a tutti
questi tipi di emissione è il trasporto di energia nello spazio.
Questa energia viene ceduta quando la radiazione è assorbita nella materia e
ciò lo si può constatare osservando un
aumento della temperatura in prossimità del punto in cui è avvenuto
l'assorbimento.
Si tenga
però presente che l'aumento di temperatura non è l'unico effetto prodotto
dall'assorbimento di radiazione nella materia:
·
la luce può impressionare un lastra fotografica,
·
il calore può generare un incendio,
·
le radiazioni ionizzanti possono danneggiare l'organismo
umano,
·
etc.
La materia
è costituita dalla combinazione di un certo numero di elementi raggruppati e
classificati, con il loro simbolo chimico, nel sistema periodico. Con il termine atomo si indica la più
piccola quantità di materia che conserva le caratteristiche fisiche di un
elemento.
2.1. Costituzione
dell'atomo
L'atomo è
costituito da:
·
un nucleo centrale
nel quale è praticamente concentrata tutta la massa di un atomo
costituito a sua volta da neutroni
(elettricamente neutri) e protoni
(carichi positivamente)
·
elettroni (con
carica elettrica negativa) che circondano il nucleo.
2.2. Ionizzazione
Con tale
termine si indica il processo per il quale un atomo o una molecola possono
perdere o acquistare elettroni, dando luogo a particelle che prendono il nome
di ioni
per il fatto che si pongono in movimento quando sottoposti all'azione di un
campo elettrico.
Uno ione è
elettricamente carico e la sua carica è appunto determinata dal numero di
elettroni perduti o acquistati nel processo di ionizzazione.
2.3. Isotopi
A tutt'oggi
sono noti più di 100 elementi, ognuno dei quali caratterizzato dal suo numero atomico Z (numero di protoni del
nucleo o di elettroni che circondano il nucleo).
Si tenga
presente che la struttura di un atomo è tale per cui accanto al numero atomico
Z vi è il numero di massa A (numero totale
di protoni e di neutroni nel nucleo) ed è stato trovato che esistono elementi
con lo stesso numero atomico Z ma con diversi numeri di massa A; ad essi si dà
il nome di isotopi. Gli isotopi di un dato elemento, che possono essere
più di uno, hanno lo stesso numero di protoni e differiscono per il numero dei
neutroni contenuti nel nucleo.
Tra essi
alcuni sono instabili, vale a dire che possiedono un eccesso di energia che
viene liberata sotto forma di particelle e/o di radiazioni elettromagnetiche
con un processo di decadimento o di disintegrazione che prende il nome di radioattività.
2.4. Cenni
storici
La
radioattività naturale fu osservata per la prima volta nel 1896 da Henri
Becquerel quando, studiando il fenomeno della fluorescenza di alcuni sali di
uranio, si accorse casualmente che i suoi campioni emettevano una radiazione
penetrante simile a quella descritta un anno prima da Roengten nei suoi lavori
sulle scariche dei gas.
Col tempo
si chiarì che gli atomi che emettono radiazioni sono instabili e decadono con
formazione di nuovi atomi.
L'impiego
di campi magnetici ha permesso di stabilire che esistono tre distinti tipi di
radiazioni naturali indicate come radiazioni a, b e g.
Particelle a: hanno carica positiva e sono costituite da atomi di
elio:
Le
particelle a
provenienti da atomi radioattivi naturali sono emesse con velocità dell'ordine
di 1/20 di quelle della luce. Hanno quindi energie cinetiche
considerevoli generalmente comprese tra 4 e 9 MeV. Interagendo con la materia
questa energia viene perduta per
ionizzazione e per eccitazione degli atomi della sostanza attraversata.
La ionizzazione
avviene di solito con due meccanismi, che comportano entrambi la formazione di
una coppia di ioni, purché l'energia ceduta all'elettrone sia maggiore
dell'energia di legame (potenziale di
ionizzazione):
a) collisione diretta con un elettrone orbitale;
b) interazione dei campi elettrostatici della particella a e degli elettroni orbitali del
mezzo assorbente.
L'interazione
delle particelle a con la
materia non gassosa è estremamente ridotta, e ciò è dovuto a due diverse
componenti:
·
elettrostatica: dovuta alla carica positiva doppia
·
meccanica: dovuta alla massa considerevole su scala atomica.
Di
conseguenza una particella a è in grado
di formare un numero (ionizzazione
specifica) elevato di coppie di ioni per unità di percorso.
Particelle b: hanno
carica negativa e sono costituite da elettroni, provenienti dal nucleo.
Radiazione g: non
subisce deflessioni in campo magnetico, non è costituita da particelle, ma è di
natura elettromagnetica, come la luce visibile.
Va rilevato
che le radiazioni citate – a, b, g - sono emesse dal nucleo degli atomi
radioattivi ed i fenomeni di decadimento sono legati alle proprietà nucleari
delle singole specie di nuclei instabili, indicate con il termine: nuclidi radioattivi o radionuclidi.
Talora sono
emesse anche radiazioni di origine atomica anziché nucleare, dovute cioè a
fenomeni inerenti gli elettroni orbitali: questo è il caso dei raggi X.
E' stato
osservato che il decadimento di tutte le sostanze radioattive avviene seguendo
la stessa legge di decadimento esponenziale caratterizzata da una costante di
decadimento a sua volta legata al concetto di vita media e tempo di
dimezzamento (tempo necessario affinché l'attività iniziale di un dato
radioisotopo si riduca a metà).
Ciascun
atomo radioattivo ha il suo proprio schema di decadimento, caratterizzato da
due grandezze:
1.)
la vita media,
2.)
l'energia emessa.
L'identificazione
di un particolare radioisotopo dipenderà pertanto dal queste due grandezze;
alcuni radioisotipi hanno vita media pressoché uguale ma energia di emissione
diversa, mentre altri hanno energie di emissione molto vicine ma vite medie
notevolmente diverse.
2.5. Pericolosità
delle particelle alfa (a)
Ogni volta
che si considera il rischio di un danno biologico conseguente a radiazioni, si
distinguono due modi di interazione con la materia vivente:
·
l'irradiazione esterna
e
·
la contaminazione
interna.
Data la
scarsa penetrazione in sostanze dense, le particelle a emesse da radioelementi, anche
quelle di più alta energia, riescono al massimo a penetrare lo strato morto
della pelle del corpo umano e non raggiungono il tessuto vivente: non si ha quindi rischio di danno biologico.
Dal punto
di vista della contaminazione interna, di contro, esse rappresentano un grave
pericolo. La scarsa penetrazione nelle sostanze dense, ora che la sorgente è
circondata da tessuto vivente, conduce infatti ad una concentrazione dell'effetto
intorno al punto di origine delle particelle, dal momento che tutta l'energia
delle a verrà
assorbita in quella zona e non potrà distribuirsi su una massa più grande del
tessuto: se quindi una sorgente a si fissa in
un organo, piccolo ma essenziale, del corpo umano, quest'ultimo potrà esserne
gravemente danneggiato.
2.6. Pericolosità
delle particelle beta (b)
Le
particelle b non sono
altro che elettroni, emessi da nuclei instabili di atomi radioattivi. Questa emissione
può constare sia di elettroni negativi, che di elettroni positivi (positroni).
Con il
termine di particella b si
comprendono gli uni e gli altri, in quanto differiscono solo per il segno della
carica, avendo la stessa massa di riposo.
Contrariamente
a quanto avviene per le particelle a, le particelle b non sono emesse con energia ben determinata, ma con uno
spettro continuo fino ad un valore massimo di energia caratteristico per ogni
radioisotopo.
Anche gli
elettroni interagiscono con la materia fino a perdere tutta la loro energia
cinetica, con un meccanismo:
·
sia di urto con
gli elettroni orbitali, che porta a perdita di energia per eccitazione e
ionizzazione
·
sia di interazione con i nuclei che porta all'emissione di raggi
X (quest'ultimo processo è prevalente quando i raggi b hanno energia elevate).
Poiché le
particelle b hanno una
massa molto più piccola rispetto a quelle a, le interazioni risultano meno frequenti e quindi la
ionizzazione specifica dei raggi b è più bassa, a parità di altre condizioni, di quelle delle
particelle a.
In aria i
valori della ionizzazione specifica variano per gli elettroni (particelle b) da 60 ¸7.000 coppie ioni/cm, contro le
corrispondenti 10.000 ¸70.000
coppie ioni/cm, per le particelle a.
Il potere
frenante degli elettroni diminuisce quando il numero atomico Z della sostanza
assorbente aumenta, in relazione al fatto che le sostanze ad elevato Z hanno
una minore densità di elettroni: questi elettroni, inoltre, sono legati più
strettamente al nucleo. Tuttavia al crescere di Z, aumenta anche la diffusione
multipla degli elettroni, che comporta un aumento del loro percorso effettivo
nella sostanza. Questi due processi tendono a bilanciarsi uno con l'altro così
che la densità di una sostanza dà un'idea della sua bontà ad arrestare gli
elettroni. E' anzi prassi comune esprimere la penetrazione degli elettroni in
mg/cm2; in tal caso esso risulta pressoché indipendente dal tipo di
sostanza assorbente.
L'assorbimento
delle particelle b da parte
della materia segue una legge con decadimento esponenziale caratterizzata dal
coefficiente di assorbimento di massa m.
I raggi b possono costituire un rischio di
danno biologico per quanto concerne sia l'irradiazione esterna sia la
contaminazione interna.
2.7. Pericolosità
delle particelle gamma (g)
Le
radiazioni g sono, al contrario delle precedenti, neutre e si propagano con
velocità pari a quella della luce c = 3 x 108 m/s. Risultano molto penetranti tanto che sono
necessari diversi centimetri di piombo
per assorbirle.
I raggi g,
proprio per la loro natura (fotoni generati nei fenomeni di rilassamento del
nucleo) non subiscono deviazioni per effetto del campo magnetico in quanto si
tratta di radiazione non di natura corpuscolare ma elettromagnetica, come i
raggi X. Così come questi ultimi, vengono anche denominati “fotoni” in quanto
portatori di un “quanto” di radiazione elettromagnetica o di luce.
I rischi di
danno biologico e genetico conseguenti a radiazioni X e g, sono strettamente
connessi con l’elevata capacità di penetrazione che esse hanno in aria e nel
tessuto vivente.
Dal punto
di vista della contaminazione interna, il fatto che i raggi X e g siano molto
penetranti rappresenta un elemento positivo, nel senso che l’energia ceduta al
tessuto risulta distribuita su un più vasto volume, con conseguente minore
pericolosità.
Dal punto
di vista dell’irraggiamento, al contrario, i fotoni presentano un alto grado di
pericolosità per due distinti motivi:
q
Perché penetrano, con scarso assorbimento, fino a distanze
abbastanza grandi dalla sorgente, conseguente necessità di schermature molto
più consistenti di quelle usate per le particelle a e b;
q
Perché, data la facilità con cui attraversano la materia, i
tessuti più radiosensibili del corpo risultano esposti ai campi di radiazione
esterna, con una possibilità di danno biologico che non rimane limitata, come
nel caso delle particelle a e b, ai tessuti superficiali meno importanti.
E’ inoltre
importante considerare la discontinuità dell’interazione dei fotoni con la
materia, per la quale, al contrario di quanto avviene con le particelle a e b,
non si ha una scia continua di ioni secondari lungo la traiettoria. Ne segue
che, per un organo di piccole
dimensioni, il danno biologico provocato da una radiazione g sarà minore di
quello provocato da una sorgente uguale di radiazioni a e b.
2.8. Rischio da
irradiazione esterna
Si
distinguono due processi:
a) radiazione diretta: per superare lo strato
morto della pelle e giungere fino ai tessuti viventi, sono sufficienti b con energie sopra i 70 keV.
Tuttavia i raggi b diretti
non vengono considerati come un grave pericolo in quanto possono essere
facilmente schermati (basta uno spessore di alluminio).
b) radiazione di frenamento: le
schermature previste per fermare i fasci diretti di particelle b ad energia relativamente alta
possono costituire un pericolo per i raggi X emessi conseguentemente. Si può
tuttavia ridurre l'entità della radiazione di frenamento scegliendo sostanze
schermanti a basso numero atomico Z. Anche nel caso della contaminazione
interna le particelle b non sono
considerate troppo pericolose; quanto meno non rappresentano un pericolo così
grave come le a. Questo in
quanto, pur avendo una maggiore penetrazione nel tessuto vivente, hanno una ionizzazione
specifica di gran lunga minore: l'energia
perduta viene quindi distribuita su una massa di tessuto molto più elevata, con
minore rischio di danno biologico.
2.9. Radiazioni
di natura ondulatoria (raggi g)
Un'onda può
definirsi come una perturbazione, associata ad un trasporto di energia, che si
trasmette a velocità finita. La perturbazione può essere sia di tipo meccanico
(onde acustiche) sia di tipo elettromagnetico (luce visibile). In ogni caso è
possibile definire la lunghezza d'onda l, che è la distanza minima tra i punti nei quali la
perturbazione si ripete con identiche caratteristiche.
Indicando
con v la velocità di propagazione dell'onda, il rapporto l/v indicherà il tempo necessario
perché una certa perturbazione si ripeta in un punto fissato (periodo di
perturbazione), ed il suo inverso darà v/l = n (frequenza
di perturbazione) il numero di onde che passano per il punto fissato nell'unità
di tempo.
Dal punto
di vista radioprotezionistico solo i raggi X e g presentano possibilità di pericolo. Esse hanno lunghezze
d'onda molto piccole (indicate in Angstrom Å), variabili tra 100 e 10-3
Å, vale a dire tra 10-6 e 10-11 cm.
La loro
natura è prevalentemente ondulatoria, ovvero non è possibile definire una massa
di riposo.
I raggi g sono emessi dal nucleo di un
atomo radioattivo. Si è trovato che la maggior parte degli atomi che decadono
emettendo una particella b emettono
anche quanti g;
ugualmente anche molti atomi che decadono emettendo una particella a emettono quanti g. Anche per i nuclei possono
considerarsi vari stati energetici e l'emissione di una particella a o b porta il nucleo ad uno stato eccitato, dal quale ritorna
allo stato fondamentale emettendo energia elettromagnetica, sotto forma di uno
o più raggi g. Nelle
sostanza radioattive g-
emittenti, il decadimento può verificarsi, oltre che direttamente, anche sotto
forma di conversione interna, processo che si verifica quando il nucleo
eccitato emette un quanto g, che a sua
volta espelle un elettrone delle orbite interne, con conseguenti transizioni
degli elettroni esterni (che emetteranno raggi X di fluorescenza).
La
ionizzazione prodotta dai raggi X e g è per lo più secondaria: cioè, nella interazione tra raggi
X o g e materia
si ha una limitata produzione diretta di ioni primari che, interagendo a loro
volta con la materia, producono la maggior parte delle ionizzazioni che si
verificano in una sostanza.
I tre
metodi principali con i quali i raggi X e g interagiscono con la materia sono: l'effetto fotoelettrico,
l'effetto Compton e la creazione di coppie.
·
Effetto fotoelettrico: un fotone
colpisce un elettrone orbitale di un atomo cedendogli tutta la sua energia. Di
essa, parte viene impiegata per rimuovere l'elettrone dalla sua orbita atomica
(ionizzazione primaria) e parte si trova sotto forma di energia cinetica
dell'elettrone che provocherà nel mezzo la ionizzazione secondaria. Al crescere
della frequenza, e quindi dell'energia incidente, l'effetto fotoelettrico
interessa anche gli elettroni dei livelli interni, la cui rimozione comporta
una serie di transizioni degli elettroni esterni, con emissione dei raggi X
caratteristici di fluorescenza che a loro volta potranno provocare l'effetto
fotoelettrico sugli elettroni delle orbite esterne dello stesso atomo.
·
Effetto Compton: si verifica quando un fotone interagendo con un elettrone
cede ad esso solo una parte della sua energia: l'elettrone viene diffuso con un
certo angolo rispetto alla direzione iniziale del fotone e quest'ultimo (fotone
Compton) viene anch'esso diffuso con un certo angolo e con una energia minore
di quella iniziale.
·
Creazione di coppie: interazione nella quale un fotone cede tutta la sua
energia per formare due particelle (un elettrone ed un positrone), scomparendo.
Tale fenomeno avviene in prossimità del nucleo. Sia l'elettrone che il
positrone perdono poi la loro energia cinetica per ionizzazione degli atomi
della sostanza ed il positrone, infine, interagisce con un elettrone della
stessa, con un processo detto di annichilazione,
nel quale si ha una trasformazione inversa di quella iniziale: le due
particelle scompaiono e la loro massa si trasforma in 2 fotoni di 0,51 MeV
ciascuno, emessi in direzioni opposte, che potranno a loro volta interagire con
la sostanza, per effetto Compton o fotoelettrico.
I rischi di
danno biologico e genetico conseguenti a radiazioni X e g sono strettamente connessi con
l'elevata capacità di penetrazione che esse hanno in aria e nel tessuto
vivente.
Dal punto di
vista della contaminazione interna, il fatto che i raggi X e g siano molto penetranti
rappresenta un elemento positivo, analogamente a quanto visto per le particelle
b, nel senso
che l'energia ceduta al tessuto risulta distribuita su un più vasto volume, con
conseguente minore pericolosità.
Dal punto
di vista dell'irraggiamento, al contrario, i fotoni presentano un alto grado di
pericolosità per due motivi:
·
perché penetrano, con scarso assorbimento, fino a distanze
abbastanza grandi dalla sorgente, con conseguente necessità di schermature
molto più consistenti di quelle usate per le altre particelle;
·
perché, data la facilità con cui attraversano la materia, i
tessuti più radiosensibili del corpo risultano esposti ai campi di radiazione
esterna, con una possibilità di danno biologico che non rimane limitata ai
tessuti superficiali meno importanti.
3.
SORGENTI DI RADIAZIONI
3.1. Un cenno
all'atomo e ai decadimenti radioattivi
L'atomo è
la più piccola parte di un elemento che mantiene le caratteristiche dell'elemento
stesso e nel contempo è la principale sorgente di radiazioni sia
elettromagnetiche che corpuscolari.
Esso è
composto di un nucleo e di particelle più leggere, gli elettroni, di carica
elettrica negativa che gli ruotano intorno in orbite energeticamente ben
definite. Un elettrone, ricevendo energia, può passare da orbite interne ad
orbite esterne, oppure uscire dall'atomo. Nel primo caso l'atomo risulta
eccitato, nel secondo ionizzato.
A sua volta
il nucleo è costituito da protoni aventi carica elettrica positiva e neutroni,
elettricamente neutri. Protoni e neutroni hanno una massa all'incirca 1835
volte maggiore degli elettroni. Il numero di protoni determina l'elemento cui
l'atomo appartiene: un atomo di idrogeno ha un solo protone, un atomo di
ossigeno ne ha 8, un atomo di uranio ne ha 92.
Ogni atomo
ha lo stesso numero di protoni e di elettroni e risulta elettricamente neutro.
Gli atomi di uno stesso elemento, pur avendo lo stesso numero di protoni,
possono avere diverso numero di neutroni, dando origine ai diversi
"isotopi". Essi sono identificati dal numero totale di particelle
presenti nel nucleo. Ad esempio, l'uranio (simbolo U) ha vari isotopi:
U-238, U-235, U-233. L'uranio-238
ha 92 protoni e (238-92)=146 neutroni; l'uranio-235 ha sempre 92 protoni, ma
(235-92)=143 neutroni; l'uranio-233 ha 92 protoni e 141 neutroni.
L'elemento
più semplice esistente in natura, l'idrogeno ( H-1) ha due isotopi, il deuterio
(H-2) e il tritio ( H-3).Quest'ultimo è radioattivo ed emette particelle beta negative.
In generale
un isotopo il cui simbolo sia Y è caratterizzato dal numero atomico Z, pari al
numero dei protoni e degli elettroni, dal numero di massa A, pari al numero
totale di particelle presenti nel nucleo e dal numero N = A-Z pari al numero di
neutroni. Se l'isotopo è radioattivo, si parla di radioisotopo o anche di
radionuclide.
Numerosi
elementi esistenti in natura sono costituiti da atomi i cui nuclei sono
energeticamente instabili. Il ritorno alla stabilità avviene con emissione di
radiazione corpuscolare (alfa o beta), spesso accompagnata da radiazione
elettromagnetica (raggi gamma). I nuclei in parola si dicono radioattivi e la
menzionata emissione di radiazione viene detta decadimento radioattivo o
radioattività. Il fenomeno è regolato dalla fondamentale legge del decadimento
radioattivo secondo la quale, per ogni radionuclide, deve trascorrere un tempo
caratteristico (tempo di dimezzamento) affinché il numero di nuclei radioattivi
presenti si dimezzi. Il tempo di dimezzamento può essere compreso tra le
frazioni di secondo e i milioni di anni.
Le
radiazioni alfa e gamma emesse nei decadimenti radioattivi hanno una energia
ben definita. La radiazione beta ha invece uno spettro energetico continuo, che
si estende fino ad una energia massima tipica di ciascun radioisotopo.
L'energia
media di questi elettroni è dell'ordine di un terzo dell'energia massima.
Ciascun radionuclide si caratterizza per il tipo e l'energia delle particelle
emesse e per il tempo di dimezzamento.
Il numero
di disintegrazioni che avvengono nell'unità di tempo in una data quantità di
materiale radioattivo costituisce la sua attività. L'attività si misura in
Becquerel (Bq): 1 Bq=1 disintegrazione al secondo. Quando l'attività è riferita
alla contaminazione presente su una superfice, si suole esprimerla in Bq per
unità di area (Bq.cm-2), quando invece è riferita a un volume, si
pensi ad esempio alla contaminazione dell'aria, si parla di Bq per unità di
volume (Bq.cm-3). Allo stesso modo, nel caso di contaminazione di matrici
(per es. alimenti, suolo, etc.), ci si riferisce all'attività per unità di
massa (Bq.kg-1).
3.2. Le reazioni
nucleari e la radioattività artificiale
Il fenomeno
della radioattività può essere indotto artificialmente in nuclei stabili attraverso
le reazioni nucleari. In questo caso si parla di radioattività artificiale per
distinguerla dalla precedente, detta invece naturale.
Si ha una
reazione nucleare quando delle particelle (ad esempio protoni, neutroni, alfa)
colpiscono i nuclei della materia: il nucleo colpito (nucleo bersaglio) assorbe
la particella lanciata ("proiettile") ed in generale ne emette
un'altra o più di una, restando modificato nella sua struttura.
Si possono
considerare come particolari reazioni nucleari anche i casi in cui la
particella emessa è la stessa incidente, ovvero quando si verifica una semplice
deviazione di questa (fenomeno detto "diffusione"): il nucleo non
cambia natura, ma tutt'al più si eccita (diffusione anelastica) o resta
inalterato (diffusione elastica). Sino al 1932 i soli proiettili di cui si
disponeva per produrre reazioni nucleari erano le particelle alfa emesse dai
nuclei radioattivi. L'invenzione degli acceleratori di particelle ha
enormemente allargato le possibilità: attualmente si possono accelerare i
nuclei di quasi tutti gli atomi esistenti in natura e di molti di quelli
prodotti artificialmente. A seconda della massa degli ioni accelerati, si
dispone di acceleratori di ioni leggeri (ad esempio protoni, deutoni, alfa) o
di ioni pesanti (ad esempio carbonio, ossigeno, fluoro, rame etc.). Anche i
bersagli (cioè i nuclei bersaglio) che si utilizzano possono essere i più
svariati, con produzione di una amplissima gamma di nuclei radioattivi
(radioisotopi artificiali, prodotti dall'uomo).
Una determinata
reazione nucleare si può indicare con una simbologia simile a quella usata in
chimica.
L'interpretazione,
ad esempio, della reazione:
N-14 + He-4 = O-17 + H-1
è la seguente: una particella alfa
( cioè un nucleo di elio He-4 ) colpendo un nucleo di azoto N-14
produce, in seguito a reazione nucleare, un nucleo di ossigeno O-17
con emissione di un protone H-1. Spesso si usa una notazione abbreviata, e
l'equazione precedente si scrive N-14 (alfa,p) O-17, ove
il primo simbolo denota il nucleo bombardato, la prima lettera tra parentesi il
proiettile, la seconda lettera la particella espulsa e l'ultimo simbolo il
nucleo residuo.
Quando
quest'ultimo si trova in uno stato energicamente instabile, si ha il fenomeno
della radioattività, in questo caso artificiale.
Per
ottenere effettivamente reazioni nucleari con particelle proiettile di tipo
carico come protoni o alfa è necessario che esse abbiano energia tanto maggiore
quanto maggiore è il numero atomico Z del nucleo bombardato. Ciò si spiega in
quanto avendo tali particelle carica positiva, tendono ad essere respinte dalla
carica positiva dei nuclei. Diverso è il caso per proiettili come i neutroni,
privi di carica: essi possono produrre reazioni su nuclei di qualsiasi numero
atomico Z, anche se la loro energia è molto modesta (frazione di eV).
Come
abbiamo già visto, i neutroni non sono emessi in fenomeni radioattivi, ma
possono esserlo in fenomeni di fissione spontanea (cioè nella rottura di un nucleo
in due frammenti) a partire da elementi molto pesanti (un esempio è il
californio-252). Sorgenti anche molto intense di neutroni si ottengono mediante
reazioni nucleari prodotte da acceleratori di particelle. Tipiche reazioni per
produrre neutroni utilizzano come proiettile il nucleo di un isotopo
dell'idrogeno, cioè il deuterio (simbolo H-2 oppure d) e come
bersaglio il deuterio stesso o l'altro isotopo dell'idrogeno, cioè il tritio (H-3).
Simbolicamente
tali reazioni si scrivono: H-2 (d, n) He-3; H-3(d,n)
He-4. In seguito alle due reazioni si formano rispettivamente elio-3
o elio-4.
Sorgenti
portatili di neutroni da laboratorio si ottengono facilmente da reazioni
nucleari prodotte da particelle alfa o raggi gamma emessi da radioisotopi e
fatti interagire con nuclei leggeri bersaglio come boro o berillio. Una tipica
sorgente di neutroni si ottiene miscelando polvere di Am-241 (radioisotopo che
emette particelle alfa) con polvere di Berillio. I neutroni emessi hanno uno
spettro energetico che si estende fino a circa 10 MeV, con un'energia media di
4,5 MeV.
3.3. Le macchine
radiogene
Sorgenti di
radiazioni sono infine le macchine radiogene, apparecchiature nelle quali
vengono accelerate particelle elementari cariche, che interagendo su opportuni
bersagli producono i fasci di radiazione da utilizzare. L'esempio più noto è
quello dei tubi a raggi X, utilizzati nella radiologia medica, ove fasci di
raggi X vengono appunto prodotti per interazione degli elettroni accelerati con
idonei bersagli di elevato numero atomico.
Un tubo a
raggi X non è altro che un piccolo acceleratore di elettroni, emessi da un
filamento riscaldato e poi accelerati verso l'anodo per mezzo di una differenza
di potenziale. Questi elettroni quando arrivano sul bersaglio (l'anodo) danno origine
a raggi X di frenamento, di tutte le energie fino a quella degli elettroni
incidenti, cui si aggiungono i raggi X caratteristici dell'elemento di cui è
costituito l'anodo, di energia ben definita.
Naturalmente,
sono macchine radiogene anche gli acceleratori di particelle, ben noti per la
loro utilizzazione nella ricerca scientifica.
Le macchine
radiogene, come si descriverà più avanti, vengono abitualmente impiegate in un
gran numero di applicazioni della vita civile, che non riguardano soltanto le
applicazioni mediche e scientifiche, ma anche altri settori, tra i quali
principalmente quello industriale.
4.
LA PENETRAZIONE DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI NELLA MATERIA
Le
radiazioni ionizzanti propagandosi nello spazio possono incontrare materia vivente
e non, con la quale interagiscono. I meccanismi di interazione sono diversi a
seconda del tipo di radiazione, della sua energia e delle caratteristiche del
materiale attraversato. Ne segue una diversa capacità di penetrazione dei vari
tipi di radiazioni nei vari materiali.
Le
particelle alfa si caratterizzano per la produzione di una elevata densità di
ionizzazione lungo le loro tracce. Il percorso nella materia di queste
particelle è quindi sempre assai modesto. Esse possono essere arrestate in meno
di 10 cm di aria oppure da un semplice foglio di carta. Solo se hanno una
energia maggiore di circa 7 MeV sono in grado di superare lo spessore di 70
micrometri di tessuto e possono quindi raggiungere lo strato germinativo della
cute. Non sono pertanto molto pericolose fin quando la sorgente resta al di
fuori dell'organismo umano (irradiazione esterna).
Diventano
invece estremamente pericolose, una volta introdotte nell'organismo
(irradiazione interna), in quanto tutta la loro energia viene allora ceduta
agli organi e tessuti interni del corpo umano.
E' utile
menzionare che materiali isolanti come la plastiche, quando sono colpiti da
radiazioni densamente ionizzanti come le particelle alfa, diventano nel tempo
fragili e pulverulenti (danno da radiazioni nei materiali). Questo problema è
da tenere presente, ad esempio, nelle sorgenti alfa emittenti da laboratorio,
che devono essere periodicamente sostituite, a causa del danneggiamento subito
dal sottile strato di plastica con il quale vengono sigillate.
Anche le
particelle beta e gli elettroni hanno una modesta capacità di penetrazione
nella materia, ma i loro percorsi sono comunque assai maggiori di quelli delle
particelle cariche pesanti. Elettroni da 1 MeV sono arrestati in 4 metri di
aria o in 4 mm di acqua. Solo particelle con energie maggiori di 70 keV
riescono a raggiungere lo strato germinativo della cute.
Quando si
vogliono schermare le sorgenti di elettroni, conviene introdurre un primo
strato di materiale leggero, al fine di ridurre l'intensità dei raggi X di
frenamento che queste particelle producono, cui far seguire un successivo
strato di materiale pesante per ridurre i raggi X prodotti.
Per gli
elettroni positivi (positroni) bisogna inoltre tener presente la produzione di
fotoni da 0,511 MeV nei processi di annichilazione.
Nel caso
delle radiazioni indirettamente ionizzanti (le principali sono i raggi X e
gamma e i neutroni), la cui penetrazione nella materia è assai maggiore delle
particelle cariche, in considerazione della tipologia delle loro interazioni,
non ha senso parlare di percorso nella materia.
Con i raggi
X e gamma si suole piuttosto far riferimento agli spessori emivalenti (SEV),
attraversando i quali il loro numero viene ridotto alla metà. Detti spessori,
quando espressi in g.cm-2, ovvero come prodotto dello spessore espresso in cm
per la densità in g.cm-3, risultano grosso modo indipendenti dal
tipo di materiale preso in considerazione, almeno per energie dei fotoni non
troppo modeste. Ad esempio, a 1 MeV gli spessori di dimezzamento in acqua,
calcestruzzo e piombo sono rispettivamente di 10 cm, 4,5 cm e 0,9 cm, mentre
espressi in g.cm-2 risultano tra loro confrontabili (circa 10 g.cm-2).
Per
attenuare efficacemente le radiazioni X e gamma si devono usare materiali pesanti
con elevato numero atomico Z, cioè ad alta densità elettronica, quali piombo,
tungsteno, uranio, etc.
I neutroni,
infine, perdono energia tramite le interazioni con i nuclei degli atomi dei
materiali attraversati. In un ampio intervallo di energia, tra circa 10 keV e
10 MeV, il principale meccanismo di interazione con la materia biologica è la
diffusione elastica con la messa in moto di nuclei di rinculo, principalmente i
protoni dell'idrogeno. A energie molto basse, al di sotto di 0,5 eV, prevalgono
invece le reazioni di cattura da parte dei nuclei, con emissione di raggi gamma
e altre particelle.
Trattandosi
di radiazioni indirettamente ionizzanti, anche per i neutroni si può tentare di
introdurre in linea di principio lo spessore di dimezzamento, sebbene molto
meno significativo che nel caso dei fotoni. A titolo esemplificativo, si
menziona che in acqua, a neutroni da 3 MeV e 10 MeV, corrispondono SEV
dell'ordine di 3 cm e 14 cm rispettivamente.
Per
attenuare i fasci di neutroni i migliori materiali sono quelli con elevato
contenuto di protoni e nuclei leggeri, quali acqua, paraffina, calcestruzzo,
etc.
5.
GRANDEZZE USATE IN RADIOPROTEZIONE
Gli effetti
delle radiazioni ionizzanti si manifestano soltanto allorchè si verifica una cessione
di energia al mezzo attraversato. In particolare il danno subito dai tessuti
biologici è in relazione all'energia assorbita per unità di massa. Di questa
circostanza si tiene conto per mezzo della grandezza dose assorbita, D,
definita come il quoziente tra l'energia media ceduta dalle radiazioni
ionizzanti alla materia in un certo elemento di volume e la massa di materia
contenuta in tale elemento di volume.
La dose
assorbita si misura in Gray, Gy. Un Gray corrisponde all'assorbimento di un
joule in un kg di materia (1 Gy = 1 J.kg-1).
Spesso vi è
interesse a riferirsi alla dose assorbita per unità di tempo, ovvero
all'intensità o rateo di dose assorbita, che si misura in Gy.s-1, o più
usualmente in qualche sottomultiplo di questa unità, come ad es. il mGy.h-1
Il grado di
rischio derivante dall'esposizione alle radiazioni ionizzanti non è però solo
proporzionale alla dose assorbita, ma è anche strettamente legato al tipo di
radiazione incidente e alla radiosensibilità dei vari organi e tessuti irradiati.
Per tenere
conto della diversa pericolosità delle radiazioni incidenti, si introduce il
cosiddetto fattore di qualità della radiazione, Q. Si tratta di un parametro
che tiene conto della pericolosità delle varie radiazioni rispetto alla
radiazione di riferimento (fotoni), cui viene assegnato per definizione un Q
uguale a 1. Il prodotto della dose assorbita in tessuto, D, per il fattore di
qualità, Q, prende il nome di equivalente di dose, H (H=QD). L'equivalente di
dose si misura in sievert (Sv).
Nel caso
dei fotoni e degli elettroni, Q=1, e la dose assorbita di un Gray corrisponde
all'equivalente di dose di un Sv. Sulla base degli esiti degli studi
epidemiologici e di radiobiologia si è osservato che, a parità di dose
assorbita, le particelle alfa con energia di alcuni MeV, producono un danno
biologico 20 volte maggiore dei fotoni. Pertanto, a queste particelle, è stato
assegnato un Q=20. Anche i neutroni sono più pericolosi dei fotoni e si assume
per essi un Q compreso tra 3 e 11 a seconda della loro energia. Quando la dose
è dovuta a radiazioni di diverse energie, si introduce un valor medio del
fattore di qualità che viene detto fattore di qualità efficace (Qeff).
Si
parla di intensità o rateo di equivalente di dose quando ci si riferisce all'equivalente
di dose ricevuto nell'unità di tempo. Esso si esprime in Sv.s-1 o più
comunemente in mSv.h-1.
Per tenere
conto della diversa radiosensibilità dei diversi organi e tessuti del corpo
umano per gli effetti stocastici, si introduce l'equivalente di dose efficace,
E, somma degli equivalenti di dose medi nei diversi organi e tessuti (HT),
ciascuno moltiplicato per un fattore di ponderazione (wT), che tiene appunto
conto della diversa radiosensibilità degli organi irraggiati. I valori assunti
nel D.Lgs. 230/95 per i wT sono i seguenti: 0,25 per le gonadi, 0,15 per le
mammelle, 0,12 per il midollo osseo rosso e per il polmone, 0,03 per la tiroide
e per le superfici ossee, 0,06 per ciascuno dei rimanenti 5 organi più
irraggiati.
Anche
l'equivalente di dose efficace, per mezzo del quale si stabiliscono i limiti
per le esposizioni non omogenee, si esprime in Sv.
Nel caso
dell'introduzione di radionuclidi nel corpo umano (contaminazione interna) si
deve tener conto che l'irraggiamento si protrarrà fin quando il radionuclide
introdotto è presente nel corpo. La dose ricevuta da un certo organo o tessuto
in tale periodo prende il nome di equivalente di dose impegnata. Nel caso dei
lavoratori il calcolo della dose impegnata viene effettuato cautelativamente su
un periodo di 50 anni a partire dall'introduzione.
5.1. DEFINIZIONI
a) radiazioni ionizzanti: radiazioni costituite da fotoni o da
particelle aventi la capacità di determinare, direttamente o indirettamente, la
formazione di ioni.
b) attività' (A):
quoziente di dN diviso per dt, in cui dN è il numero di trasformazioni nucleari
spontanee di un radionuclide che si producono durante il tempo dt.
c) Becquerel (Bq): nome
speciale dell'unità S.I. di attività
1 Bq = 1 s-1
I fattori
di conversione da utilizzare quando l'attività è espressa in curie (Ci) sono i
seguenti:
1 Ci = 3,7
x 1010 Bq
1 Bq =
2,7027 x 10-11 Ci
d) dose assorbita (D): quoziente di dE
diviso per dm, in cui dE è l'energia media ceduta dalle radiazioni ionizzanti alla materia in un
elemento volumetrico e dm la massa di materia contenuta in tale elemento
volumetrico;
e) Gray (Gy): nome
speciale dell'unità S.I di dose assorbita
1 Gy = 1 J Kg-1
I fattori di conversione da
utilizzare quando la dose assorbita è espressa in rad sono i seguenti:
1 rad = 10-2 Gy
1 Gy = 100 rad
f) sorgente di radiazioni : apparecchio generatore di radiazioni
ionizzanti (macchina radiogena) o materia radioattiva, ancorchè contenuta in apparecchiature
o dispositivi in genere, dei quali, ai fini della radioprotezione, non si può
trascurare l'attività, o la concentrazione di radionuclidi, o l'emissione di
radiazioni;
g) sorgente sigillata: sorgente formata da materie radioattive
solidamente incorporate in materie solide e di fatto inattive, o sigillate in
un involucro inattivo che presenti una resistenza sufficiente per evitare, in
condizioni normali di impiego, dispersione di materie radioattive superiore ai
valori stabiliti dalle norme di buona tecnica applicabili;
h) sorgente non sigillata: qualsiasi sorgente che non corrisponde
alle caratteristiche o ai requisiti della sorgente sigillata;
i) sostanza radioattiva:
ogni specie chimica contenente uno o più radionuclidi di cui, ai fini della
radioprotezione, non si può' trascurare l'attività o la concentrazione;
l) dose (H): grandezza
radioprotezionistica ottenuta moltiplicando la dose assorbita (D) per fattori
di modifica determinati sperimentalmente, al fine di qualificare il significato
della dose assorbita stessa per gli scopi della radioprotezione;
m) sievert
(Sv): nome speciale dell'unità S.I. di dose.
Se il
prodotto dei fattori di modifica e' uguale a 1
1 Sv = 1 J/
kg
Quando
l'equivalente di dose è espresso in rem valgono le seguenti relazioni:
1 rem = 10-2 Sv
1 Sv = 100 rem
6.
LE RADIAZIONI IONIZZANTI E L'AMBIENTE IN CUI VIVIAMO
6.1. Le sorgenti
naturali di radiazioni ionizzanti
Come è
noto, la radioattività è una normale componente dell'ambiente naturale. L'uomo
è stato costantemente esposto alle radiazioni di origine naturale fin dal suo
apparire sulla terra e queste sono rimaste l'unica fonte di irradiazione fino a
poco meno di un secolo fa. Ancora adesso, malgrado il largo impiego di sostanze
radioattive artificiali e di impianti radiogeni di vario genere, la
radioattività naturale continua a fornire il maggior contributo alla dose
ricevuta dalla popolazione ed è assai improbabile che ciò non continui a
verificarsi anche in futuro.
Nella radioattività
naturale si distinguono una componente di origine terrestre e una componente di
origine extra-terrestre. La prima è dovuta ai radionuclidi cosiddetti
primordiali presenti in varie quantità nei materiali inorganici della crosta
terrestre (rocce, minerali) fin dalla sua formazione. La seconda è costituita
dai raggi cosmici. Quando ci si riferisce a queste sorgenti, si parla di fondo
naturale di radiazioni.
I
principali radionuclidi primordiali sono il K-40, il Rb-87
e gli elementi delle due serie radioattive dell'U-238 e del Th-232.
Si tende in genere ad ignorare la serie dell'U-235, per la modesta
abbondanza relativa del capostipite, anche se ciò può non essere giustificato
in termini dosimetrici.
La concentrazione
dei radionuclidi naturali nel suolo e nelle rocce varia fortemente da luogo a
luogo in dipendenza della conformazione geologica delle diverse aree. In
generale le rocce ignee e i graniti contengono U-238 in
concentrazioni più elevate delle rocce sedimentarie come il calcare e il gesso.
Alcune rocce sedimentarie di origine marina possono però contenere U-238
in concentrazione assai elevata. L'uranio, come anche il torio, è più
abbondante nelle rocce acide che in quelle basiche.
Tipici
valori di concentrazioni di attività nel suolo sono compresi tra 100 e 700
Bq.kg-1 per il K-40, tra 10 e 50 Bq. kg-1 per i radionuclidi delle serie radioattive
dell'U-238 e del Th-232.
Nell'aria,
la radiazione naturale è dovuta principalmente alla presenza di radon e toron,
cioè di gas (7,5 volte più pesanti dell'aria) appartenenti alle famiglie
dell'uranio e del torio. Il decadimento dell'uranio-238 porta
infatti alla formazione di Ra-226 che, emettendo una particella
alfa, decade in Rn-222, cioè radon; nella famiglia del torio, il
decadimento del Ra-224 porta alla formazione del Rn-220,
un gas chiamato toron. Il radon-222 è 20 volte più importante del
radon-220. Il contributo maggiore alla dose deriva dai figli del
radon piuttosto che dal gas stesso e principalmente dalla sua inalazione in
luoghi chiusi.
Numerosi
materiali da costruzione emettono quantità relativamente modeste di radon.
Molto più radioattivi sono il granito, la pietra pomice, alcuni prodotti di
scarto usati nell'edilizia come il fosfato di gesso e le scorie di altiforni,
nonchè il tufo e la pozzolana, pure diffusamente utilizzati in edilizia.
Tuttavia la principale sorgente di radon si situa quasi sempre nel terreno
sottostante le case. I livelli di concentrazione nell'aria sono fortemente variabili
a seconda delle condizioni ambientali.
Sulla base degli esiti di una recente
campagna nazionale, il valore medio della concentrazione di radon in aria nelle
abitazioni italiane è risultato di 77 Bq.m-3. Le percentuali di case
con concentrazioni superiori a 200 Bq.m-3 o a 400 Bq.m-3
sono risultate rispettivamente il 5% e l'1%. Un livello di 200 Bq.m-3
implica una dose efficace di 3 mSv/anno.
Anche le
acque contengono una certa quantità di radioattività, dovuta sia alle piogge
che trasportano le sostanze radioattive dell'aria, sia alle acque di drenaggio
che convogliano nei bacini idrici sostanze radioattive presenti nelle rocce e
nel suolo. Significativamente radioattive sono le acque calde solfuree usate
negli impianti termali, per produrre elettricità e per riscaldare gli edifici.
Attraverso
la catena alimentare entrano nel corpo umano piccole quantità di sostanze
radioattive. I principali radioisotopi presenti sono il K-40, il Ra-226,
il Ra-228 e il C-14.
I raggi
cosmici provengono, per la maggior parte, dal profondo spazio interstellare e
sono costituiti principalmente da particelle cariche positivamente (protoni,
alfa, nuclei pesanti), che quando giungono in prossimità della terra, risentono
dell'azione derivante dal campo magnetico terrestre. C'è anche una componente
solare che trae origine dalle esplosioni nucleari sul sole e consiste
essenzialmente di protoni.
L'interazione
di queste particelle di alta energia (raggi cosmici primari) con l'atmosfera
terrestre comporta l'emissione di numerosi prodotti secondari, quali ad esempio
mesoni (particelle di massa compresa tra l'elettrone ed il protone), elettroni,
fotoni, protoni e neutroni che a loro volta possono creare altre particelle
secondarie. Per la maggior parte i raggi cosmici primari vengono assorbiti
nello strato più alto dell'atmosfera e sulla terra i raggi cosmici secondari
sono principalmente costituiti da mesoni, elettroni, fotoni, neutroni e
protoni.
Ai poli il
contributo di dose dovuto ai raggi cosmici è maggiore rispetto alle zone
equatoriali, in quanto il campo magnetico della terra devia la radiazione. Il
livello di dose aumenta con l'altitudine, con il ridursi dello spessore d'aria
che fa da schermo. A 10 km di altitudine, ad esempio, l'esposizione alla
radiazione cosmica è quasi 100 volte più elevata di quella a livello del mare.
L'atmosfera produce infatti al livello del mare una protezione equivalente a
quella di uno schermo di calcestruzzo di circa 4 m di spessore, mentre alla
quota di 10.000 m l'effetto di schermaggio si riduce a circa 1 m.
L'esposizione
alla radiazione cosmica è di notevole interesse per gli equipaggi degli aerei
destinati ai voli intercontinentali.
In Tabella
I sono riportati gli equivalenti di dose efficace ricevuti mediamente dalla
popolazione mondiale che vive in aree a fondo naturale di radiazioni normale,
secondo recenti stime dell'UNSCEAR.
Come si può notare, circa
la metà della dose ricevuta è attribuibile all'inalazione dei discendenti a
vita breve del Radon-222 e del Radon-220, prodotti di
decadimento dell'U-238 e del Th-232.
Dosi
esterne più elevate possono essere ricevute da gruppi di popolazione abitanti
in località di alta montagna o in regioni a fondo naturale elevato.
TAB. I - Equivalenti di dose efficace annuali dovuti a sorgenti
naturali di radiazioni ricevuti in aree con fondo normale (mSv/anno)
|
SORGENTE |
IRRADIAZIONE ESTERNA |
IRRADIAZIONE INTERNA |
TOTALE |
|
Raggi cosmici componente direttamente
ionizzante neutroni Radionuclidi cosmogenici Radionuclidi primordiali K-40 Rb-87 U-238(serie) Th-232(serie) |
0.055 0.15 0.10 0.16 |
0.015 0.18 0.006 1.24 0.18 |
0.30 0.055
0.015 0.33
0.006
1.34 0.34 |
|
TOTALE (arrotondato) |
0.8 |
1.6 |
2.4 |
6.2. Sorgenti
artificiali di radiazioni ionizzanti
L'impiego
di radiazioni ionizzanti è diventato ormai essenziale in molte attività umane, nelle
quali vengono abitualmente impiegate sorgenti di radiazioni prodotte dall'uomo.
E' qui sufficiente limitarsi a ricordare l'impiego di radionuclidi artificiali
e di macchine radiogene nei settori industriale, sanitario e della ricerca.
Numerosissime
sono le sorgenti radioattive artificiali contenute in strumenti di uso
quotidiano impiegate per le più svariate applicazioni industriali (rivelatori
di incendio, rivelatori di livello, rivelatori di umidità e contenuto d'acqua,
quadranti di orologio, sistemi antistatici, insegne luminose, etc.). Vengono
inoltre usati, anche se più diffusamente in altri Paesi, dispositivi a raggi X
e gamma (grandi irradiatori, acceleratori di particelle) per la determinazione
di difetti nelle saldature e nelle strutture di fusione, per la sterilizzazione
di derrate alimentari e di prodotti medicali, etc.
Riferendosi
al settore industriale, per la particolare situazione determinatasi nel nostro
Paese, si è tralasciato di considerare i reattori di potenza per la produzione di
energia elettrica, che costituiscono invece gli impianti industriali di maggior
rilevanza in vari Paesi del mondo.
Per quanto
riguarda il settore medico, è a tutti noto il diffusissimo impiego delle
sorgenti di radiazioni sia in diagnostica che in terapia. Attualmente le
applicazioni in questo settore costituiscono la seconda causa di esposizione
della popolazione alle radiazioni ionizzanti e la maggior fonte di esposizione
alle radiazioni artificiali.
Oltre alle
tradizionali apparecchiature a raggi X della radiologia, conviene ricordare
l'utilizzazione dei radioisotopi nella medicina nucleare, ove si ricorre alla
rivelazione dei radionuclidi iniettati nell'uomo per lo studio di numerosi
processi e per la localizzazione di tumori.
Questi
radionuclidi vengono prodotti principalmente con i reattori nucleari, ma anche
con gli acceleratori di particelle e, in primo luogo, con i ciclotroni.
Conviene anche ricordare l'impiego degli acceleratori di particelle
(soprattutto acceleratori lineari e betatroni) e dei radionuclidi (sorgenti di
cesio e di cobalto) nella radioterapia tumorale. In questo ambito merita
inoltre menzionare i notevoli sviluppi tecnologici verificatisi negli ultimi
lustri con la produzione dei tomografi, che mediante raggi X e gamma forniscono
immagini di organi con elevata risoluzione spaziale (PET: tomografia ad
emissione di positroni; TAC: tomografia assiale computerizzata a raggi X).
Dopo la
scoperta dei raggi X da parte di Roentgen nel 1895 e della prima reazione
nucleare da parte di Lord Rutherford nel 1919, le radiazioni sono state infine
impiegate sempre più estensivamente nel campo della ricerca, nelle più diverse
discipline. Praticamente impossibile elencare tutti i settori di applicazione
scientifica. Un cenno particolare merita però, per la enormi ricadute anche
extra-scientifiche che ne sono conseguite, la ricerca nel campo della fisica
nucleare che si svolge principalmente presso gli acceleratori di particelle.
Nello studio della costituzione intima della materia uno degli aspetti più
rilevanti è stato quello della identificazione delle cosiddette
"particelle elementari", cioè di quelle particelle fondamentali di
cui è composto il nostro universo.
Con il
procedere degli studi sono state identificate strutture interne in particelle
precedentemente considerate "elementari", cioè indivisibili. Ad
esempio, l'atomo è risultato composto di un nucleo ed elettroni, il nucleo è
risultato a sua volta composto di neutroni e di protoni. In anni recenti anche
questi hanno evidenziato una struttura interna fatta di quarks.
Questi
studi vengono portati avanti facendo interagire le particelle accelerate ad
alta energia con altre particelle. Più piccola è la struttura da evidenziare,
più elevata è l'energia necessaria per evidenziarla. Di qui la necessità, per
la ricerca fisica, di disporre di acceleratori sempre più potenti.
7.
PRINCIPALI RADIOELEMENTI IMPIEGATI NEI LABORATORI
7.1. Trizio (H3)
Caratteristiche fisiche:
|
Emettitore |
Beta puro |
|
Forma |
Solubile |
|
Energia |
Media = 0,006 MeV Max = 0,018 MeV |
|
Attività specifica |
9,8 x 10-3 Ci/g come
elemento 2,6 x 10-3 Ci/g come
biossido |
|
Periodo di dimezzamento |
4,5 x 103 giorni
(pari a 12,26 anni) |
|
CMA in acqua |
3 x 10-2 mCi/cc |
|
CMA in aria |
2 x 10-6 mCi/cc |
|
Organo critico |
Tessuto corporeo (per immissione
= pelle) |
|
Radiotossicità |
Debole (gruppo 4°) |
CMA:
Concentrazioni Massime Ammissibili
Il trizio
generalmente si trova sotto forma di molecola marcata in un gran numero di composti
organici che normalmente vengono impiegati in studi di medicina o biologia come
traccianti. Tra gli altri si ricordano: timidina –H3, benzoato di
sodio –H3; paraffina anche in soluzione, ad esempio in alcuni
impianti nucleari come i reattori ad acqua pesante, ove si forma per cattura
neutronica dando luogo ad acqua tritiata. Per evaporazione il trtio, presente
in aria, può essere assorbito nel corpo o attraverso i polmoni, ovvero
attraverso la pelle. Approssimativamente, si può affermare che l’intensità di
assorbimento attraverso i polmoni, è uguale alla intensità di assorbimento
attraverso la pelle di tutto il corpo. Nei casi di rischio di contaminazioni da
traccianti in soluzioni, sono sufficienti le normali precauzioni da adottare
per le manipolazioni delle soluzioni radioattivi come ad esempio guanti,
camici, superfici isolate piane, banchi e cappe radiochimiche, etc.
7.2. Fosforo 32
(P32)
Caratteristiche fisiche:
|
Emettitore |
Beta puro |
|
Energia |
Max = 1,71
MeV |
|
Attività specifica |
2,86 x 105 Ci/g |
|
Periodo di dimezzamento |
14,3 giorni |
|
CMA in acqua |
2 x 10-4 mCi/cc |
|
CMA in aria |
2 x 10-8 mCi/cc |
|
Organo critico |
Ossa |
|
Massimo carico corporeo |
6 mCi |
|
Radiotossicità |
Moderata (gruppo 3°) |
CMA:
Concentrazioni Massime Ammissibili
7.3. Carbonio 14
(C14)
Caratteristiche fisiche:
|
Emettitore |
Beta puro |
|
Forma |
Solubile |
|
Energia |
Media = 0,050 MeV Max = 0, 155 MeV |
|
Attività specifica |
4,61 Ci/g |
|
Periodo di dimezzamento |
2,03 x 106 giorni
(5560 anni) |
|
CMA in acqua |
8 x 10-3 mCi/cc |
|
CMA in aria |
10-6 mCi/cc |
|
Organo critico |
Ossa (per immersione = pelle) |
|
Radiotossicità |
Moderata (gruppo 3°) |
CMA: Concentrazioni
Massime Ammissibili
7.4. Iodio 131
(I131)
Caratteristiche fisiche:
|
Emettitore |
Beta - gamma |
|
Energia |
Beta: 608 keV (87%) Gamma:
364 keV (80%) |
|
Periodo di dimezzamento |
8,5 giorni |
|
CMA in acqua |
10-5 mCi/cc |
|
CMA in aria |
2 x 10-9 mCi/cc |
|
Organo critico |
Tiroide |
|
Radiotossicità |
Elevata (gruppo 2°) |
CMA:
Concentrazioni Massime Ammissibili
7.5. Zolfo (S35)
Caratteristiche fisiche:
|
Emettitore |
Beta puro |
|
Forma |
Solubile |
|
Energia |
1,67 keV |
|
Periodo di dimezzamento |
87,2 giorni |
|
CMA in acqua |
6 x 10-4 mCi/cc |
|
CMA in aria |
9 x 10-8 mCi/cc |
|
Organo critico |
Gonadi |
|
Radiotossicità |
Debole (gruppo 4°) |
CMA:
Concentrazioni Massime Ammissibili
8.
IRRADIAZIONE ESTERNA E IRRADIAZIONE INTERNA
Si è già
detto che si parla di irradiazione o esposizione esterna quando la sorgente di
radiazioni resta all'esterno del corpo umano. Quando la sorgente viene invece
introdotta nell'organismo (contaminazione interna) si parla di irradiazione o
esposizione interna. La contaminazione interna può verificarsi tutte le volte
che si manipolano sorgenti non sigillate, sorgenti cioè prive di un involucro
inerte o, se presente, non tale da prevenire, in condizioni normali di impiego,
la dispersione delle materie radioattive.
Nel primo
caso, i provvedimenti da adottare per ridurre l'esposizione e quindi le dosi
ricevute sono piuttosto semplici. Essi consistono infatti nello:
a)
schermare la sorgente;
b) aumentare
la distanza tra sorgente e persona esposta;
c)
diminuire il tempo di esposizione.
Le regole
sopra indicate restano valide, per quanto applicabili, anche nel caso della
manipolazione di sorgenti non sigillate. Ad esse si devono però aggiungere appropriate
procedure di igiene del lavoro (uso di indumenti protettivi, barriere di
contenimento, etc.) che rendano di fatto del tutto improbabile l'introduzione
della contaminazione nell'organismo umano. Merita ricordare infatti che, in
materia di contaminazione interna, l'unica misura realmente efficace è proprio
quella di prevenire qualsiasi introduzione.
8.1. Rischio di
contaminazione
La
liberazione di radioelementi può comportare:
Ø
Contaminazione delle superfici e del pavimento
Questo tipo di contaminazione può essere provocato da:
1.
Sversamento o proiezione di liquidi radioattivi;
2.
Dispersione di materie radioattive solide sotto forma di
polveri, pastiglie, etc.
Occorre
prendere ogni precauzione utile per evitare l’estensione della contaminazione,
per cui i differenti mezzi da usare sono:
q
Nel primo caso dovranno essere utilizzati prodotti
assorbenti: terra, sabbia, polvere, etc.
q
Nel secondo caso, salvo norme particolari, si dovrà umidificare
leggermente per mezzo di acqua polverizzata. Devono essere evitati spargimenti
di acqua e le zone contaminate dovranno essere delimitate e segnalate per
impedirne l’accesso incontrollato.
Ø
Contaminazione atmosferica
Può essere provocata da radioelementi sotto forma di
polveri, aerosol, vapori e gas, etc. e la sua estensione, legata naturalmente
alle condizioni meteorologiche, è difficilmente controllabile.
Il rischio più grave è dovuto all’inalazione dei prodotti in
sospensione nell’aria: per questa ragione il personale di pronto intervento
deve indossare maschere antigas, antipolvere e autorespiratori.
A volte questo tipo di contaminazione porta, per ricaduta, a
contaminazioni più o meno estese di superfici che bisogna rivelare e togliere.
8.2. Rischio di
irradiazione esterna
Questo
rischio accompagna sempre una contaminazione dovuta a emettitori di radiazioni
penetranti. Le norme di protezione contro l’irradiazione sono le seguenti:
q
Tenersi a distanza dalla sorgente;
q
Servirsi di schermi protettivi;
q
Limitare il tempo di esposizione quando certe operazioni in
prossimità della sorgente non possono essere evitate.
9.
RISCHIO DI IRRADIAZIONE ESTERNA IN CASO DI INCENDIO
Da quanto detto
nei paragrafi precedenti risulta che un certo numero di norme classiche per la
lotta contro gli incendi deve essere modificato quando si ha a che fare con
materiali radioattivi.
Le
principali norme da seguire sono le seguenti:
q
Deve ritenersi più urgente la protezione di materiale
radioattivo implicato in un incendio, tenuto conto delle circostanze e delle
caratteristiche, che non la lotta contro l’estensione dell’incendio a locali
con rischi convenzionali;
q
L’attacco al fuoco dovrà essere portato da più lontano
possibile e dal minimo numero necessario di persone. Queste dovranno
obbligatoriamente essere munite di autorespiratori o maschere
antigas-antipolvere per evitare l’installazione di particelle dannose.
q
L’utilizzazione dell’acqua deve essere ridotta al minimo per
evitare, nella maggioranza dei casi, l’estensione delle contaminazioni
superficiali e, in alcuni casi eccezionali, il grave rischio di criticità.
Dovrà essere utilizzata di preferenza acqua polverizzata, con getto tanto più
forte quanto più grave è l’incendio, in quanto la vaporizzazione dell’acqua
abbassa la temperatura e abbatte le
polveri con conseguente diminuzione del
rischio di contaminazione atmosferica.
q
Il getto a tiro diretto è da escludersi tranne nei casi in
cui venga usato per raffreddare le pareti esterne dei locali o per difendere
questi ultimi dal rischio di propagazione del fuoco. In effetti questo getto
può rovesciare o rompere i recipienti o gli involucri contenenti materiali
radioattivi che rischiano così di essere dispersi nell’ambiente.
q
Ogni volta che ciò è possibile, bisogna utilizzare estintori
a polvere o a CO2 preferendoli all’acqua o alla schiuma.
q
Dopo lo spegnimento, bisogna ridurre al minimo la
manipolazione dei materiali che possono produrre bruciature, rotture, ferite o
semplicemente graffiature (rischio di contaminazione interno).
q
I materiali di scarto prodotti dall’incendio, non dovranno
essere rilasciati se non dopo attento e rigoroso controllo da parte
dell’Esperto Qualificato.
q
Deve essere organizzata una zona ristretta per il controllo
del personale di intervento. Tale zona deve permettere il controllo rapido
della contaminazione superficiale degli abiti e del materiale nonché il
controllo dell’irradiazione alla quale il personale è stato esposto.
q
Per evitare il rischio di estensione della contaminazione,
il personale di intervento non dovrà lasciare la zona di controllo senza essere
stato controllato ed eventualmente decontaminato. Ogni persona sulla quale
saranno rilevate tracce, anche leggere, di contaminazione dovrà lasciare gli
indumenti contaminati o nella zona di controllo o in un locale adiacente. La
maschera deve essere conservata durante le operazioni di svestizione. Gli
indumenti contaminati devono essere posti in sacchetti di plastica sufficientemente
resistenti e sigillati. All’uopo occorre preventivamente prevedere una scorta
adeguata di tali sacchetti per tali circostanze.
10.
EFFETTI SULL'UOMO DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI
I danni
prodotti dalle radiazioni ionizzanti sull'uomo possono essere distinti in tre
categorie principali:
a) danni
somatici deterministici;
b) danni
somatici stocastici;
c) danni
genetici stocastici.
Si dicono
somatici i danni che si manifestano nell'individuo irradiato, genetici quelli che
si manifestano nella sua progenie.
10.1. Danni
somatici deterministici
Per danni
deterministici s'intendono quelli in cui la frequenza e la gravità variano con
la dose e per i quali è individuabile una dose-soglia. In particolare, i danni
deterministici hanno in comune le seguenti caratteristiche:
a) compaiono soltanto al
superamento di una dose-soglia caratteristica di ogni effetto;
b) il superamento della
dose-soglia comporta l'insorgenza dell'effetto in tutti gli irradiati, sia pure
nell'ambito della variabilità individuale; il valore della dose-soglia è anche
in funzione della distribuzione temporale della dose (in caso di esposizioni
protratte la soglia si eleva secondo un "fattore di protrazione");
c) il periodo di latenza
è solitamente breve (qualche giorno o qualche settimana); in alcuni casi
l'insorgenza è tardiva (qualche mese, alcuni anni);
d) la gravità delle
manifestazioni cliniche aumenta con l'aumentare della dose.
Di grande
importanza radioprotezionistica sono al riguardo i valori-soglia per i danni
deterministici a carico di testicoli, ovaie, cristallino e midollo osseo, per
l'esposizione singola di breve durata e per l'esposizione protratta e
frazionata, sia annuale che totale (Tab. II).
TAB. II - Stima nell'individuo adulto della soglia di dose per
danni non stocastici a carico dei testicoli, delle ovaie, del cristallino e del
midollo osseo.
|
TESSUTO ED EFFETTO |
SOGLIA DI DOSE |
||
|
EQUIVALENTE DI DOSE TOTALE RICEVUTO IN UNA (Sv) |
EQUIVALENTE DI DOSE
TOTALE RICEVUTO PER ESPOSIZIONI
FORTEMENTE FRAZIONATE O PROTRATTE
(Sv) |
DOSE ANNUALE RICEVUTA PER ESPOSIZIONI
FORTEMENTE FRAZIONATE O PROTRATTE PER MOLTI ANNI (Sv/anno) |
|
|
(i) l Sterilità
temporanea Sterilità
permanente |
0.15 3.5 |
NA* NA |
0.4
2.0 |
|
(ii) (iii) Sterilità |
2.5-6.0 |
6.0 |
>0.2 |
|
Cristallino Opacità
osservabili ++ Deficit
visivo(cataratta) (iv) |
0.5-2.0 5.0 |
5.0 >8.0 |
>0.1 >0.15 |
|
Midollo osseo Depressione
dell'emopoiesi Aplasia
mortale |
0.5 1.5 |
NA NA |
>0.4 >0.4 |
* NA: "Non
Applicabile", in quanto la soglia dipende dalla intensità di dose che
dalla dose totale.
++ Opacità lenticolari appena osservabili
Oltre alle sedi
indicate nella Tabella II, anche per le radiolesioni cutanee causate da
esposizione acuta alle radiazioni ionizzanti è possibile descrivere un quadro
clinico che comprenda i vari tipi di alterazione cutanea radioindotta con le
relative dosi-soglia e gli andamenti evolutivi.
Per quanto
riguarda l'irradiazione frazionata della cute, merita precisare in via
indicativa che le dosi-soglia per ulcerazioni e fibrosi cutanee a 5 anni dal
trattamento radioterapico con raggi X o radiazioni g (campo 100 cm2)
sono state stimate come segue:
-
dose che causa l'effetto in 1-5% dei pazienti: 55 Gy;
-
dose che causa l'effetto in 25-50% dei pazienti: 70 Gy.
Nell'irradiazione
cronica della pelle (soprattutto in corrispondenza delle mani) l'esperienza clinica,
acquisita soprattutto nella "fase eroica" della radiologia, ha
dimostrato che sono necessarie dosi di qualche decimo di Gy alla settimana e
per lunghi periodi (molti mesi, anni) per causare una radiodermite cronica
("cute del radiologo").
Questa
radiolesione cutanea è caratterizzata da cute secca e sottile, con verruche,
ispessimenti irregolari dello strato corneo (ipercheratosi), dilatazione dei
capillari venosi (telangiectasie), alterazioni delle unghie (onicopatia),
stentata riparazione delle piccole ferite cutanee. In una frazione dei casi
dopo molti anni può comparire un tumore (epitelioma) nell'ambito delle suddette
alterazioni cutanee.
Un
ulteriore riferimento a livello cutaneo è rappresentato dal fatto che
alterazioni delle arteriole e venule dello strato inferiore della pelle (vasi
dermici), sono svelabili, in assenza di segni clinici a carico della cute, con
metodi diagnostici microscopici (capillaroscopia) soltanto per esposizioni a
dosi dell'ordine di 10 - 30 Gy di radiazioni di basso LET (fotoni, elettroni)
accumulate in un periodo di 8 - 25 anni.
Qualora
l'irradiazione acuta avvenga al corpo intero o a larga parte di esso
(irradiazione globale), viene a determinarsi, per dosi sufficientemente
elevate, la cosiddetta sindrome acuta da irradiazione. Questa sindrome è
caratterizzata da tre forme cliniche (ematologica, gastro-intestinale e
neurologica) progressivamente ingravescenti che sopravvengono in funzione delle
rispettive dosi-soglia (Tab. III).
TAB. III - Sindrome acuta da irradiazione:
forme cliniche ai vari livelli di dose assorbita (espressa in Gy)
|
Sindrome acuta da irradiazione |
Dose assorbita (Gy) |
Forma Clinica |
|
Forma
ematologica |
0.25 1 1÷2 2÷5 5÷6 |
Sopravvivenza virtualmente certa soglia della sindrome ematologica (ospedalizzazione) sopravvivenza possibile sopravvivenza virtualmente impossibile |
|
Forma
gastrointestinale |
6÷7 |
soglia della sindrome
gastrointestinale |
|
Forma
neurologica |
10 |
soglia della sindrome neurologica |
Nella prima
fase della sindrome acuta da irradiazione, particolare attenzione va rivolta
all'insorgenza di sintomi, quali nausea e vomito: la brevità della latenza, l'intensità
e la persistenza dei sintomi sono indicative della gravità della prognosi. Il
vomito dovuto ad irradiazione compare in genere tra i 20 minuti e le 3 ore dopo
l'esposizione. Qualora i sintomi dovessero insorgere oltre le prime 5-6 ore
dall'esposizione è poco probabile che siano di natura radiopatologica.
In fase
precoce possono comparire anche arrossamento degli occhi (iperemia
congiuntivale) per dosi di 1,5 Gy ed oltre, e arrossamento cutaneo (eritema
cutaneo), spesso fugace, per dosi di 5 Gy ed oltre.
La
diminuzione delle cellule linfocitarie nel sangue circolante (linfopenia)
rappresenta un indicatore particolarmente significativo della gravità
dell'irradiazione.
L'improvviso
e breve aumento delle cellule granulocitarie nel sangue circolante (punta
ipergranulocitaria) osservabile nelle prime 24-36 ore, per quanto utile sul
piano diagnostico, non riveste la stessa importanza clinico-dosimetrica della
linfopenia.
Nel periodo
di stato della forma ematologica (cioè nella fase conclamata della malattia) il
quadro clinico è dominato da stato febbrile, infezioni (per riduzione nel
sangue dei globuli bianchi neutrofili o neutropenia) ed emorragie (per
riduzione nel sangue delle piastrine o piastrinopenia). Nella forma
gastrointestinale prevalgono vomito, diarrea, squilibrio elettrolitico, febbre
ed emorragie digestive.
Nella forma
neurologica sono presenti offuscamento della coscienza (obnubilamento del
sensorio), disorientamento, convulsioni.
Le opacità
del cristallino dell'occhio indotte dalle radiazioni ionizzanti rappresentano
un tipico effetto deterministico tardivo (la latenza è in genere di alcuni anni
per dosi non elevate).
Merita
precisare al riguardo che viene chiamata cataratta una qualsiasi opacità del
cristallino sufficiente a provocare una diminuzione della vista.
La
cataratta situata nella porzione posteriore del cristallino (varietà corticale
subcapsulare posteriore), oltre ad essere radioindotta, può essere causata da
molti altri fattori quali radiazioni infrarosse, radiofrequenze, ultrasuoni,
sorgenti luminose di alta intensità, elettrocuzione, fattori chimici e
farmacologici (per es. dinitrofenolo, naftalene, cortisonici, etc.).
Le stesse
caratteristiche anatomo-cliniche possono essere assunte dalla cosiddetta
cataratta complicata, che accompagna alcune malattie oculari (cheratite
suppurativa, iridociclite, miopia elevata, glaucoma, retinite pigmentosa, etc.)
o che viene ad associarsi a malattie extraoculari (sindrome di Marfan, ittiosi,
psoriasi, diabete, etc.).
Si
consideri inoltre che in una non trascurabile percentuale della comune
popolazione sono presenti a carico del cristallino opacità puntiformi non
progressive che non disturbano la funzione visiva.
Queste
opacità, localizzate nell'area centrale o periferica del cristallino, sono in
genere multiple, molto piccole e di forma irregolare. In particolare, le
opacità puntiformi cosiddette "malformative" possono essere distinte
in congenite (embrionarie), situate in prevalenza nel nucleo centrale del
cristallino, ed in post-natali (adolescenziali) localizzate alla sua periferia
(localizzazione corticale periferica). Queste ultime, osservabili dilatando la
pupilla (midriasi) con farmaci, presentano una incidenza intorno al 25% nella
popolazione nel suo insieme. La frequenza delle opacità del cristallino nella
comune popolazione (non esposta) aumenta con l'età.
10.2. Danni
somatici stocastici
I danni
somatici stocastici comprendono le leucemie e i tumori solidi. In questa
patologia soltanto la probabilità d'accadimento, e non la gravità, è in
funzione della dose ed è cautelativamente esclusa l'esistenza di una
dose-soglia.
Danni di
questo tipo hanno in particolare le seguenti caratteristiche:
a) non
richiedono il superamento di un valore-soglia di dose per la loro comparsa
(ipotesi cautelativa ammessa per gli scopi preventivi della radioprotezione);
b) sono a
carattere probabilistico;
c) sono
distribuiti casualmente nella popolazione esposta;
d) sono dimostrati
dalla sperimentazione radiobiologica e dall'evidenza epidemiologica
(associazione causale statistica);
e) la
frequenza di comparsa è maggiore se le dosi sono elevate;
f) si
manifestano dopo anni, talora decenni, dall'irradiazione;
g) non
mostrano gradualità di manifestazione con la dose ricevuta, quale che sia la
dose;
h) sono
indistinguibili dai tumori indotti da altri cancerogeni.
Per i danni
stocastici è ammessa in radioprotezione in via cautelativa una relazione
dose-effetto di tipo lineare con estrapolazione passante per l'origine delle
coordinate (assenza di soglia).
L'elaborazione
della relazione dose-effetto è avvenuta nel corso degli anni sulla base di
osservazioni epidemiologiche
che riguardano esposizioni a dosi medio-alte (sopravvissuti giapponesi alle
esplosioni atomiche, pazienti sottoposti ad irradiazioni per scopi medici,
esposizioni lavorative). I dati epidemiologici sono abbastanza numerosi per le
alte dosi, sono piuttosto rari per le dosi medie e mancano per le piccole dosi.
L'assenza di evidenza epidemiologica alle
basse dosi può essere correlata alla possibile inesistenza degli effetti
radioindotti, oppure al "mascheramento" degli stessi che, pur
presenti, non si rendono intellegibili sul piano epidemiologico perché compresi
nelle fluttuazioni statistiche dell'incidenza "naturale" o
"spontanea" dei tumori. Pertanto, la stima del rischio di ammalare di
leucemia o di tumore radioindotti viene abitualmente effettuata estrapolando
alle basse dosi i dati delle alte dosi.
In
seguito all'irradiazione è necessario considerare un periodo minimo di risposta
clinicamente silente (latenza), seguito da un periodo a rischio, in cui è
attesa la comparsa (a livello diagnostico) dei tumori dovuti alla
radioinduzione.
Per tutte
le forme di leucemia (esclusa la leucemia linfatica cronica per la quale manca
la dimostrazione radioepidemiologica) e per il cancro osseo (da alfa del radio-224)
i dati epidemiologici indicano un andamento temporale ad onda con inizio dopo
circa 2 anni dall'esposizione e con un picco dopo 5 - 8 anni, seguito da un
lento decremento fino al ritorno verso i valori dell'incidenza
"naturale" entro 30 anni o meno dall'irradiazione.
Per le
restanti "sedi" tumorali è stato stabilito un tempo minimo di
risposta (latenza) di 5 anni seguito da un graduale e lento incremento della
probabilità di comparsa fino a 10 anni e da un incremento costante, sempre in
termini probabilistici, nel periodo successivo. Il periodo a rischio deve
essere cautelativamente considerato esteso a tutta la comune durata della vita.
10.3. Danni
genetici stocastici
Non è stato
possibile sinora rilevare con metodi epidemiologici un eccesso di malattie
ereditarie nella progenie di soggetti esposti alle radiazioni ionizzanti
rispetto alla progenie di soggetti non esposti. Lo studio radioepidemiologico
più importante è stato quello sui discendenti dei sopravvissuti di Hiroshima e
Nagasaki, nel corso del quale è stato effettuato un confronto tra 30.000
bambini di cui almeno uno dei genitori era stato irradiato e 40.000 bambini i
cui genitori non erano stati irradiati. Nessuna differenza statisticamente
significativa è apparsa tra i due gruppi per quanto concerne lo sviluppo
psicofisico, le malformazioni di origine genetica ed alcuni indicatori di
natura citogenetica e biochimica.
Altre
indagini condotte su popolazioni umane, per quanto di minore rilevanza, non
hanno fatto evidenziare effetti genetici alla prima generazione. Sebbene non
sia stato dimostrato a tutt’oggi nella specie umana che le radiazioni
ionizzanti possono produrre danni ereditari, studi sperimentali su piante ed
animali indicano che tali danni possono di fatto insorgere. Il rischio genetico
nell’uomo viene pertanto calcolato per estrapolazione partendo dalle
sperimentazioni sugli animali da laboratorio.
10.4. Irradiazione
in utero (embrione e feto)
L'embrione
e il feto sono sensibili alle radiazioni ionizzanti e, come avviene anche
nell'esposizione agli altri agenti fisici e ad agenti chimici, questa
sensibilità è variabile in funzione dello stadio di sviluppo.
Prima
dell'impianto dell'embrione (nella specie umana al 9o giorno dalla
fecondazione) gli effetti di una irradiazione sono del tipo
"tutto-o-nulla". Questi effetti possono determinare infatti la morte
dell'embrione (l'evento può passare inosservato perché la donna non sa ancora
di essere incinta) o, in alternativa, non avere conseguenze sullo sviluppo e
sulla sopravvivenza post-natale che possono quindi risultare del tutto normali
(nello stadio di pre-impianto la morte di una o di alcune cellule, non ancora
differenziate, può non essere grave).
Nel periodo
di morfogenesi, compreso tra il 9° giorno e la fine del 2° mese di gravidanza,
si formano gli abbozzi dei vari organi e tessuti. In corrispondenza della fase
di differenziazione e di organizzazione di ciascun tessuto è presente un
elevata radiosensibilità e in questa fase l'irradiazione può indurre più
facilmente la comparsa di malformazioni.
Durante la
fase fetale (dall'inizio del 3o mese fino al termine della
gravidanza) la frequenza e la gravità delle malformazioni diminuiscono, mentre
risulta rilevante il rischio di uno sviluppo difettoso del sistema nervoso
centrale che resta radiosensibile per una buona parte di questo periodo.
L'insieme delle osservazioni sull'uomo, e precisamente i dati di Hiroshima e
Nagasaki, dimostrano che la sensibilità alle radiazioni ionizzanti del cervello
del feto è massima tra l'8a e la 15a settimana dal
concepimento. Durante questo periodo, i neuroblasti (elementi cellulari
precursori dei neuroni) si moltiplicano in maniera esponenziale e migrano nella
sede definitiva che è la corteccia cerebrale. Una irradiazione può interferire
con questi complessi meccanismi evolutivi e quindi determinare un ritardo
mentale. La sensibilità del sistema nervoso è minore di circa 4 volte tra la 16a
e la 25a settimana dal concepimento ed è trascurabile o assente
prima dell'8a settimana e dopo la 25a settimana.
In breve,
malgrado che la sensibilità dell'embrione e del feto all'irradiazione sia
presente in gradi molto variabili durante tutto il periodo di gestazione,
lavori scientifici recenti confermano che il danno principale è il ritardo
mentale. Non dovrebbe tuttavia essere apprezzabile alcun effetto sul quoziente
di intelligenza fino a dosi dell'ordine di 0,1 Sv.
Nel periodo
compreso tra la terza settimana dal concepimento e la fine della gestazione
appare probabile che l'esposizione alle radiazioni possa determinare effetti
stocastici che si esprimono come aumento della probabilità di neoplasie
(soprattutto leucemie) in epoca post-natale.
I dati disponibili, provenienti soprattutto
da studi sulle madri sottoposte ad esami radiodiagnostici in gravidanza, non
sono univoci e sussistono notevoli incertezze interpretative.
11.
I PRINCIPI FONDAMENTALI DELLA RADIOPROTEZIONE
La
protezione radiologica deve assicurare che tutti coloro che lavorano
all’interno e all’esterno di installazioni adibite alla manipolazione di
sorgenti radioattive non sigillate o che risiedano nelle zone circostanti, ricevano
equivalenti di dose individuali e abbiano probabilità di esposizioni tanto
basse quanto ragionevolmente ottenibili.
Gli
obiettivi principali per l’attuazione delle misure di protezione sanitaria
dalle radiazioni ionizzanti sono:
Ø
Schermatura;
Ø
Distanza;
Ø
Limitazione della durata di esposizione;
Ø
Combinazione di tali mezzi o accorgimenti.
La
circostanza che nessuna esposizione alle radiazioni ionizzanti, per quanto
modesta, possa essere considerata completamente sicura, ha spinto l'ICRP a
raccomandare un sistema di protezione radiologica basato su tre fondamentali
principi:
Ø
giustificazione della pratica;
Ø
ottimizzazione della protezione;
Ø
limitazione delle dosi individuali.
Detti
principi sono stati pienamente recepiti nella normativa di legge italiana
recentemente entrata in vigore, attraverso l’art. 2 del D.Lgs. 230/95, che ne
stabilisce il rispetto, nella disciplina delle attività con rischio da
radiazioni ionizzanti, nei termini seguenti:
a) i tipi
di attività che comportano esposizione alle radiazioni ionizzanti debbono
essere preventivamente giustificati e periodicamente riconsiderati alla luce
dei benefici che da essi derivano;
b) le
esposizioni alle radiazioni ionizzanti debbono essere mantenute al livello più
basso ragionevolmente ottenibile, tenuto conto dei fattori economici e sociali;
c) la somma
delle dosi ricevute e impegnate non deve superare i limiti prescritti, in
accordo con le disposizioni del presente decreto e dei relativi provvedimenti
applicativi.
Si richiama
in particolare l'attenzione sul secondo basilare principio, detto anche
principio ALARA, attraverso il quale vengono di fatto stabiliti gli obbiettivi
di radioprotezione da osservare nelle varie attività, e con questi gli
effettivi valori delle dosi che riceveranno i lavoratori e le persone del
pubblico, di norma assai più modesti dei limiti individuali fissati con il
terzo principio, che vengono così a rappresentare soltanto un'ulteriore
garanzia per gli individui esposti. In una pratica appropriatamente ottimizzata
raramente le dosi ricevute dai lavoratori potranno eccedere una modesta
frazione dei limiti individuali raccomandati.
Per quanto
riguarda questi ultimi, conviene qui riportare soltanto i più significativi di essi,
per i lavoratori esposti e per le persone del pubblico.
Sono
classificati lavoratori esposti i soggetti che, in ragione della attività
lavorativa svolta per conto del datore di lavoro, sono suscettibili di una
esposizione alle radiazioni ionizzanti superiore ad uno dei limiti di cui al
punto 15.5.
11.1. Limiti per
i lavoratori esposti:
-
100 mSv in 5 anni per l'equivalente di dose per esposizione
globale e per l'equivalente di
dose
efficace, ma non più di 50 mSv in un anno solare;
-
13 mSv in un
trimestre solare per l'equivalente di dose all'addome nel caso delle
lavoratrici in età fertile;
- 150 mSv/anno per l'equivalente di dose al
cristallino;
- 500 mSv/anno per l'equivalente di dose alla
pelle;
- 500
mSv/anno per l'equivalente di dose a mani, avambracci, piedi, caviglie.
11.2. Limiti i
lavoratori non esposti e per il pubblico:
-
1 mSv/anno per l'equivalente di dose per esposizione globale
e per l'equivalente di dose
efficace;
- 15 mSv/anno per l'equivalente di dose al
cristallino;
- 50 mSv/anno per l'equivalente di dose alla
pelle;
- 50 mSv/anno per l'equivalente di dose a
mani, avambracci, piedi, caviglie.
Nel caso dell'esposizione
interna, la legge prevede anche limiti annuali di introduzione (ALI) dei vari
radionuclidi nell'organismo umano, il cui rispetto garantisce quello dei sopra
menzionati limiti primari di dose efficace. Qualora l'esposizione interna sia
dovuta a inalazione, detti limiti di introduzione si devono intendere a loro
volta rispettati se le concentrazioni in aria risultano inferiori ai pertinenti
limiti derivati di concentrazione (DAC).
Il
conseguimento degli obbiettivi del sistema di protezione radiologica sopra
descritto (prevenzione dei danni deterministici e limitazione degli eventi
stocastici) sono demandati all'organizzazione della radioprotezione e in
particolare alle azioni della sorveglianza fisica e medica della
radioprotezione. La sorveglianza fisica viene assicurata tramite la figura
dell’Esperto Qualificato, quella medica tramite il medico addetto alla
sorveglianza medica (medico autorizzato, medico competente).
E' sempre
possibile ottenere un'efficace protezione contro i rischi da radiazioni
ionizzanti purché vengano opportunamente individuati e valutati quei fattori
che nella protezione assumono importanza determinante.
In
condizione di irradiazione esterna, in cui l'organismo viene irradiato da una
sorgente esterna più o meno vicina ad esso, la protezione può essere realizzata
sia
§
riducendo il tempo di esposizione alle radiazioni generate
dalla sorgente
§
interponendo tra la sorgente e l'organismo umano adeguate
schermature
§
aumentando la distanza delle persone dalla sorgente
Quando si
utilizzando sorgenti radioattive non sigillate si presenta anche il pericolo di
contaminazione radioattiva del personale, delle aree di lavoro, delle
apparecchiature usate e degli ambienti limitrofi;
Sarà
necessario adottare scrupolose precauzioni, quali l'uso di guanti, abiti
protettivi ed eventualmente pinze per la manipolazione a distanza.
In ogni
caso il numero dei lavoratori esposti dovrà essere limitato all'indispensabile
per le esigenze dell'esercizio e dovranno essere osservate le prescrizioni di
sicurezza, in relazione alla necessità di limitare, in conformità alle buone
tecniche in uso, le dosi assorbite dai singoli.
12.
CLASSIFICAZIONE DEI LAVORATORI ESPOSTI, DEGLI APPRENDISTI E
DEGLI STUDENTI
Il D.Lgs.
230/95, come peraltro già il D.P.R. 185/64, prevede diversi adempimenti di
sorveglianza fisica e medica a seconda della categoria in cui i lavoratori
esposti al rischio da radiazioni ionizzanti vengono classificati. La
classificazione di radioprotezione è quindi un'operazione preliminare, indispensabile
per una corretta programmazione delle azioni di radioprotezione, e come tale
deve essere effettuata prima di adibire il personale alle attività con rischio
da radiazioni.
La
classificazione di radioprotezione deve essere formulata dall’Esperto
Qualificato, tenuto conto di tutte le attività svolte dal lavoratore per conto
del datore di lavoro. La classificazione di radioprotezione viene formulata per
mezzo della scheda di radioprotezione sulla base delle condizioni di lavoro
come definite dal datore di lavoro. La scheda di radioprotezione deve essere
quindi compilata prima che il lavoratore sia adibito alle attività lavorative
con rischio da radiazioni ionizzanti.
Sulla base
del D.Lgs. 230/95, i lavoratori devono essere distinti in lavoratori esposti e
lavoratori non esposti.
Sono
classificati lavoratori esposti i soggetti che, in ragione dell'attività svolta
per conto del datore di lavoro, sono suscettibili di una esposizione alle
radiazioni ionizzanti superiore ad uno qualsiasi dei limiti per le persone del
pubblico.
Sono
considerati lavoratori non esposti i soggetti sottoposti, in ragione
dell'attività svolta per il datore di lavoro, ad una esposizione non superiore
ad uno qualsiasi dei sopra riportati limiti fissati per le persone del pubblico.
I lavoratori esposti devono essere ulteriormente
suddivisi in due categorie, A e B.
Appartengono
alla categoria A i lavoratori
suscettibili di un'esposizione superiore a uno dei seguenti valori:
-
6 mSv/anno per esposizione globale o di equivalente di dose efficace
-
i 3/10 di uno qualsiasi dei seguenti limiti:
-
150 mSv/anno per il cristallino;
-
500 mSv/anno per la pelle; se l’esposizine risulta da una
contaminazione radioattiva cutanea, tale limite si applica all’equivalente di
dose medio su qualsiasi superficie di 1 cm2.
-
500 mSv/anno per mani, avambracci, piedi, caviglie.
I
lavoratori esposti non classificati in categoria A sono classificati in categoria B.
Nell'accertamento
delle condizioni di appartenenza all'una o all'altra delle due categorie,
l'Esperto Qualificato deve tenere conto anche delle esposizioni conseguenti a
eventi anomali e a malfunzionamenti che siano suscettibili di aumentare le dosi
derivanti dalla normale attività lavorativa programmata, ma non delle esposizioni
accidentali o di emergenza.
Il D.Lgs.
230/95 ha poi introdotto la categoria degli apprendisti e studenti esposti al
rischio da radiazioni ionizzanti, che devono essere suddivisi in relazione
all'età e al tipo di attività lavorativa o di studio nei seguenti gruppi:
a) apprendisti
e studenti, di età non inferiore a 18 anni, che si avviano a una professione
nel corso della quale saranno esposti alle radiazioni ionizzanti, o i cui studi
implicano necessariamente l'impiego di sorgenti di radiazioni ionizzanti;
b) apprendisti
e studenti, di età compresa tra 16 e 18 anni, che si trovino nelle condizioni
di cui alla precedente lettera a);
c) apprendisti
e studenti, di età non inferiore a 16 anni, che non si trovino nelle condizioni
di cui alla precedente lettera a);
d) apprendisti
e studenti, di età inferiore a 16 anni.
Agli
apprendisti e studenti di cui al precedente punto a) si applicano le stesse
modalità di classificazione stabilite per i lavoratori. Possono quindi essere
inclusi nelle categorie A e B dei lavoratori esposti o in quella dei lavoratori
non esposti.
Per i
lavoratori di cat. A sono previste la sorveglianza fisica individuale e la
sorveglianza medica, con frequenza semestrale dei controlli, effettuata da
parte del medico autorizzato. Per i lavoratori di cat. B, la sorveglianza
fisica individuale può essere sostituita con quella ambientale e i controlli
medici, effettuati dal medico autorizzato o dal medico competente, hanno
frequenza annuale.
12.1. Accesso
alla "zona controllata" ed alla "zona sorvegliata"
Nel D.Lgs.
230/95 si parla di zone classificate per gli ambienti di lavoro sottoposti a
regolamentazione per motivi di protezione contro le radiazioni ionizzanti. Le
zone classificate possono essere zone controllate o zone sorvegliate .
È classificata
zona controllata ogni area di
lavoro ove sussiste per i lavoratori ivi operanti il rischio di superamento di
uno qualsiasi dei valori di cui al punto 15.7.
Tale zona
deve essere sempre delimitata e segnalata da regolamentari cartelli indicanti
il pericolo da radiazioni ionizzanti. La delimitazione può avvenire con
opportune barriere fisiche, oppure con contrassegni sul pavimento. All'ingresso
della zona devono essere affisse le norme interne, l'elenco delle persone
autorizzate all'accesso ed il nome del responsabile della zona.
Nella zona
controllata occorre indossare tutti i mezzi di protezione previsti: guanti,
camice, cuffia, sovrascarpe.
Per zona
sorvegliata si definisce ogni luogo alla periferia di una zona controllata,
ovvero ogni luogo in cui sussista pericolo permanente di superare l'equivalente
di dose massima ammissibile stabilito per l'insieme della popolazione.
Nell'accertamento
delle condizioni di cui sopra, l'Esperto Qualificato deve tenere conto anche
delle esposizioni conseguenti a eventi anomali e a malfunzionamenti che siano
suscettibili di aumentare le dosi derivanti dalla normale attività lavorativa
programmata, ma non delle esposizioni accidentali o di emergenza.
L'individuazione
e la classificazione delle aree ove sussiste rischio da radiazioni deve essere
indicata per mezzo di relazione scritta al datore di lavoro ai sensi dell'art.
80, lettera a).
E' utile
ricordare che, in aggiunta alle zone controllate e sorvegliate, nella
sorveglianza operativa, si suole delimitare e regolamentare opportunamente
anche le cosiddette zone interdette, aree ove i ratei di dose potrebbero
raggiungere valori particolarmente elevati e per le quali è necessario
istituire appropriate procedure di accesso. Dette zone sono usualmente
presidiate da adeguati sistemi di sicurezza (microinterruttori sulle porte di
accesso, controlli di ronda, etc.) allo scopo di impedire al personale di
trovarsi al loro interno durante il funzionamento degli impianti.
Tipiche zone
interdette sono le aree in cui passano i fasci primari e secondari degli
acceleratori ovvero le aree in cui sono presenti importanti sorgenti
radioattive.
Le zone
controllate, sorvegliate e interdette sono segnalate mediante idonei cartelli
di segnalazione posti in corrispondenza degli accessi.
Nelle zone
controllate ed in tutte le zone con pericolo di contaminazione è proibito:
q
mangiare
q
bere
q
fumare
q
applicare cosmetici
In detta
zona non si debbono introdurre:
q
cibi
q
bevande
q
sigarette
q
tabacco o pipe
q
oggetti personali che vengono spesso a contatto con le mani
o del corpo
Tutti
coloro che accedono nella "zona controllata" devono prendere
conoscenza delle vigenti norme e
rispettarle.
13.
CLASSIFICAZIONE DEI LABORATORI E DEI REPARTI
13.1. Tipi di
laboratori e reparti
I
laboratori ed i reparti sono classificati di tipo 1, 2 o 3 in relazione all’attività ed alla
radiotossicità dei radionuclidi in essi presenti o manipolati.
13.2. Laboratori
di tipo 1
Sono laboratori
o reparti realizzati specificamente per manipolare sorgenti radioattive di
attività e di radiotossicità di cui al prospetto 1.
Per questo
tipo di laboratorio o reparto devono essere poste particolari attenzioni ai
sistemi di sicurezza, di contenimento e di ventilazione dell’intero edificio in
modo da stabilire un regime di depressione crescente andando dall’esterno verso
l’interno del laboratorio dove il rischio di contaminazione è più alto.
13.3. Laboratori
di tipo 2
Sono laboratori o reparti dove si
manipolano sorgenti radioattive di attività e di radiotossicità di cui al
prospetto 1.
I criteri costruttivi riguardano in particolare i sistemi di
ventilazione e di contenimento.
13.4. Laboratori
di tipo 3
Sono laboratori dove si manipolano
sorgenti radioattive di attività e di radiotossicità di cui al prospetto 1.
Nei laboratori di questo tipo i
principi di protezione dalle radiazioni
ionizzanti adottati riguardano principalmente la manipolazione delle sorgenti
radioattive, il loro contenimento w/o la loro eliminazione.
13.5. Attività
nei laboratori e reparti
I valori di
attività in funzione della radiotossicità, posti alla base della
classificazione dei laboratori e dei reparti, sono indicati nel prospetto 1.
Nel caso di
miscele di radioisotopi appartenenti a gruppi diversi di radiotossicità, si
deve verificare che la somma dei rapporti tra le attività di ciascun
radioisotopo componente la miscela e l’attività limite fissata per ciascuno di
essi non sia maggiore di uno.
Prospetto
1 - Criteri di classificazione dei
laboratori e dei reparti
|
Gruppo di radioisotopi |
Radiotossicità |
Attività minima significativa |
Tipo di laboratorio o di reparto |
||
|
3 |
2 |
1 |
|||
|
Attività |
|||||
|
I |
Molto elevata |
3700 Bq (100 nCi) |
≤370 kBq (≤10 mCi) |
370 kBq -370
MBq (10 mCi-10
mCi) |
> 370
MBq (> 10
mCi) |
|
II |
Elevata |
37 kBq (1 mCi) |
≤3700 kBq (≤100 mCi) |
3700 kBq -3700 MBq (100
mCi-100 mCi) |
> 3700
MBq (> 100 mCi) |
|
III |
Moderata |
370 kBq (10 mCi) |
≤37 MBq (≤1 mCi) |
37 MBq -37 GBq (1mCi-1Ci) |
> 37 GBq (> 1Ci) |
|
IV |
Debole |
3700 kBq (100 mCi) |
≤370 MBq (≤10 mCi) |
370 MBq –370 GBq (10mCi-10Ci) |
> 370 GBq (> 10 Ci) |
*Al di sotto delle minime attività
significative non si applicano i criteri di classificazione di tipo 1,2 e 3.
13.6.
Registro carico scarico elementi radioattivi
In base a
quanto visto nei punti precedenti è estremamente importante non eccedere
nell’acquisto e nella detenzione/manipolazione delle sostanze radioattive in
quanto la progettazione di un reparto, di un laboratorio, di una stazione di
lavoro adatta alla manipolazione di radioisotopi avviene a seguito di precise
richieste ed esigenze, le quali, se dovessero mutare, dovranno essere tenute in
considerazione per apportare le dovute modifiche od integrazioni là dove è
possibile o la riproggettazione dell’intero reparto/laboratorio.
All’uopo deve essere istituito un registro per
la registrazione del carico e dello scarico dei radioisotopi, il quale deve essere sempre tenuto aggiornato
riportando non solo i tipi di radioisotopi detenuti con le attività di base e
le quantità acquistate, ma anche il
decadimento che, inevitabilmente, ciascun radioisotopo possiede.
A tal fine
è possibile utilizzare un sistema informatizzato per il monitoraggio ed il
controllo automatico del decadimento degli elementi radioattivi impiegati nei
diversi laboratori. Tale supporto consente agli operatori di essere sempre a
conoscenza dell’attività in ogni momento presente nel laboratorio, camera
calda, reparto, ricevendo anche la segnalazione se ci si trova in condizioni
oltre i limiti previsti a seconda di come è stato classificato il laboratorio.
Si
ribadisce l’importanza di non eccedere nella detenzione delle attività al fine
di rendere valide le protezioni personali e della struttura pensata per uno
specifico impiego dei radioisotopi.
Il supporto
informatico consente di seguire giorno per giorno il decadimento del singolo
radioisotopo ed in base all’attività iniziale, stabilire il limite di attività
massima che si può in quel momento acquistare e detenere. Inoltre, poiché
vengono impiegati diversi tipi di radioisotopi, con radiotossicità differenti e
tempi di decadimento diversi, il supporto SW consente di raggruppare tutte le
informazioni e di fornire una segnalazione dell’eventuale superamento dei
limiti di detenzione previsti.
Tutte le
singole operazioni di carico e di scarico devono essere registrate sul supporto
informatico ponendo particolare attenzione a marcare i contenitori ove sono
contenuti i diversi radioisotopi in quanto ciascuno elemento ha un proprio
decadimento che deve essere singolarmente gestito.
14.
MODALITÀ’ DI DETENZIONE DELLE SORGENTI
Vanno individuati in modo inequivocabile gli
armadi e/o i frigoriferi dove sono conservati i preparati radioattivi. Tali
armadi devono essere destinati unicamente alla conservazione dei preparati di
cui trattasi.
Le sorgenti
non più utilizzabili devono essere conservate a parte e gestite come
"rifiuto radioattivo".
Il
materiale radioattivo deve rimanere nel suo contenitore di trasporto finché non
giunge nel laboratorio.
Qualora i
preparati siano in forma liquida, è buona norma porre i contenitori su un
vassoio in pvc o inox in modo da evitare la diffusione della contaminazione in
caso di versamenti involontari o eventuale rottura del contenitore della
sorgente.
14.1. Manipolazione
del materiale radioattivo
L’impiego
di sorgenti non sigillate può esporre a contaminazione radioattiva e
susseguentemente rischio di inalazione o ingestione o assorbimento cutaneo o
introduzione attraverso ferite, di sostanze radioattive da parte del personale.
Le buone
procedure di lavoro in un’installazione progettata secondo normative
appropriate e riconosciute, mantengono normalmente la contaminazione nelle aree
di lavoro a livelli sufficientemente bassi.
La
contaminazione deve essere ridotta limitando i volumi e le superfici
contaminabili e contenuta impedendo che sostanze o materiali contaminati si
diffondano nei locali adiacenti a quelli in cui sono prodotti, tenuti o
manipolati, o siano trasportati da correnti d’aria o dai movimenti di persone o
di oggetti.
Nell'impiego
di sostanze radioattive non sigillate è molto importante prestare attenzione ai
rischi derivanti da irradiazione interna al personale (dovuta a inalazione o
ingestione della sostanza). E' pertanto necessario ridurre al minimo il rischio
di contaminazione del personale, delle aree e degli strumenti di lavoro. Ecco
perché è bene che gli strumenti per la pulizia, compresi i guanti impermeabili,
i camici, le sottoscarpe di plastica di tipo usa e getta, le scope, gli stracci
ed i secchi, restino confinati all'interno di ogni camera calda, in modo da
evitare inutili contaminazioni qualora se ne sia verificata la causa.
Si
sottolinea quindi di:
q
non usare le attrezzature delle zone con pericolo di contaminazione
in altre zone
q
non usare i frigoriferi, che normalmente contengono
preparati radioattivi, per conservare cibi o bevande, e viceversa
q
evitare di introdurre nelle zone di pericolo di
contaminazione effetti personali come borse, pettini, cosmetici, etc.
q
usare fazzoletti di carta al posto di quelli personali
q
evitare assolutamente di toccare interruttori, telefoni,
libri, riviste, tastiere di computers, etc. con le mani quando si indossano i
guanti da lavoro
q
i guanti, le sovrascarpe, i camici, ecc. devono essere tolti
prima di uscire dal laboratori. Tali oggetti devono essere esaminati con gli
appositi contaminametri prima di essere abbandonati
q
non si deve introdurre nei laboratori oggetti non necessari
q
cercare di contenere la contaminazione, in caso di
spargimento di liquidi o polveri radioattive, avendo l'accortezza di allertare
i preposti alla radioprotezione e di impedire l'ingresso alla zona di altre
persone; non toccare o pulire i banconi o i pavimenti che possono presentare
forme di liquidi sospetti. Il personale preposto effettuerà poi una valutazione
della eventuale concentrazione superficiale di sostanze radioattive
q
i rifiuti solidi devono essere deposti negli appositi
contenitori contrassegnati
q
i rifiuti liquidi attivi devono essere diluiti nei
recipienti appositi
q
la vetreria deve essere lavata nei soli lavandini del
laboratorio
q
i contenitori destinati alla raccolta giornaliera dei
rifiuti non devono essere tenuti in luoghi di transito di personale non addetto
all'impiego delle sostanze radioattive (come corridoi), per evitare esposizione
indebita allo stesso. Detti contenitori devono essere gestiti con appositi
pedali.
q
le mani devono essere lavate dopo ogni permanenza nel
laboratorio
14.2. Procedure
di decontaminazione
Si premette
che i processi di decontaminazione tendenti a rimuovere il materiale
contaminante da una superficie contaminata non possono raggiungere efficienze
del 100%, specialmente se intercorre parecchio tempo fra la contaminazione e le
operazioni di decontaminazione: il tempo gioca infatti un ruolo determinante
nella riuscita di qualsiasi processo di decontaminazione nel senso che, quanto
più si ritarda il trattamento, tanto più diminuisce la possibilità di riuscita
del trattamento stesso, in quanto tutti i fenomeni chimico-fisici, tendenti a
legare stabilmente l'agente contaminante alla superficie contaminata, dipendono
in misura notevole dal tempo di contatto: così ad esempio, superfici di vetro
contaminate da lungo tempo, difficilmente potranno essere decontaminate, in
dipendenza degli scambi cinetici intercorrenti fra il supporto ed il
contaminante che, con il passare del tempo, fissano stabilmente l'isotopo
contaminante.
E' pertanto
raccomandabile adottare tutte le precauzioni possibili per evitare lo
spargimento di contaminazione radioattiva e, comunque, in caso di incidente,
intervenire immediatamente con le conseguenti operazioni di bonifica.
E' inoltre
opportuno ricordare che in generale, a parità di altri fattori, la
decontaminazione dei vari materiali decresce secondo la sequenza:
q
materie plastiche (teflon, PVC, polietilene, moplen, resine
epossidiche e poliuretaniche, ect.)
q
acciaio inossidabile
q
acciaio al carbonio
q
materiali non ferrosi
q
alluminio
In altre parole
si può affermare che in genere le superfici aventi una resistenza molto buona
agli agenti chimici ed una struttura liscia e compatta hanno bassa
contaminabilità e buona attitudine alla decontaminazione.
Si
consiglia comunque, per questo motivo, per quanto possibile, di proteggere
apparecchiature e superfici suscettibili di essere contaminate.
Come
suggerimenti di carattere generale si citano le principali precauzioni da
adottare, integralmente o parzialmente, durante ogni operazione di
decontaminazione:
q
assicurarsi dei sistemi di ventilazione
q
impedire che il materiale contaminato venga a contatto con
qualsiasi parte del corpo
q
confezionare al più presto eventuali rifiuti prodotti o
accumulati in imballi tali da impedire la fuoriuscita di polveri radioattive.
Per questo scopo possono essere impiegati i normali materiali da imballo come
carta, fogli di plastica, ecc.
q
eventuali spills o versamenti liquidi devono essere
assorbiti con materiali adatti: carta assorbente, argille assorbenti, segatura,
vermiculite, cemento, ecc.
q
limitare e segnalare l'estensione della contaminazione
q
assicurarsi che le installazioni circostanti non corrano il
rischio di essere contaminate proteggendole adeguatamente o allontanandole
q
predisporre tutto il materiale necessario per l'operazione,
al fine di non dover uscire dalla zona contaminata durante l'intervento
q
verificare l'eventuale depressione ambientale
q
controllare spesso il livello di radioattività ambientale ed
eventuali contaminazioni residue
q
indossare adeguati indumenti protettivi: camice, guanti,
sovrascarpe, occhiali, maschere antipolvere, autorespiratori, ecc
q
evitare di mangiare, bere, fumare o comunque portarsi le
dita alla bocca
q
togliere qualsiasi indumento che possa essere rimasto
contaminato, lavarsi e controllarsi accuratamente, prima di allontanarsi da una
zona contaminata
q
in presenza di ferite contaminate sollecitare la fuoriuscita
di sangue mediante pressione manuale intorno alla lesione o mediante l'impiego
di ampolle di aspirazione e contemporaneamente richiedere l'intervento del
medico.
14.3. Tecniche di
decontaminazione
14.3.1.
Decontaminazione di superfici di lavoro ed attrezzature
Qualsiasi
operazione di decontaminazione dovrà essere preceduta da una esatta valutazione
tecnico-economica che, tenendo conto dei rischi cui vengono sottoposti gli operatori, consenta di stabilire se il
recupero dell'oggetto contaminato sia conveniente o meno.
Il recupero
di oggetti od attrezzature potrà essere effettuato mediante la scelta di una
delle soluzioni seguenti:
q
attendere il decadimento naturale del contaminante
(evidentemente tale metodo può essere applicato in rare occasioni ed in
presenza di isotopi aventi un periodo di decadimento molto breve)
q
fissare stabilmente l'agente contaminante alla superficie
contaminata mediante vernici, colle adesive, mastici, ecc., onde impedire
successive contaminazioni individuali (naturalmente la possibilità di
applicazione di tale metodo sono limitate ai casi di debolissime contaminazioni
superficiali tali da non creare nelle immediate vicinanze sensibili campi
radioattivi)
q
decontaminare il materiale, ossia rimuovere le sostanze
radioattive dalle superfici contaminate e confinarle in maniera opportuna onde
impedire successive contaminazioni.
Oggetto di
ogni procedimento di decontaminazione è la rimozione degli agenti contaminanti,
riducendo ad un livello accettabile la radioattività associata con l'oggetto
contaminato ed assicurandosi contemporaneamente che la contaminazione residua,
anche se accettabile, non possa venire facilmente asportata.
Le
operazioni che determinano le modalità di esecuzione di qualsiasi procedimento
di decontaminazione dipendono da diversi fattori quali:
q
il grado di contaminazione
q
l'urgenza delle operazioni
q
la natura della superficie contaminata
q
il tempo intercorso
q
il tipo di legame che si è instaurato tra la superficie ed
il contaminante
q
altri
In base a
tali considerazioni è facile rilevare la complessità dei problemi connessi con
una razionale applicazione delle varie tecniche di decontaminazione possibili.
Infatti, a seconda dei vari parametri e modalità che influenzano il processo
della contaminazione radioattiva, la decontaminazione fa appello a metodi
diversi di trattamento il cui scopo finale è quello di rimuovere il contaminante
lasciando, possibilmente, inalterata la superficie.
Tale
risultato può essere raggiunto per via chimica mediante l'uso di appropriate
miscele decontaminanti, oppure con processi puramente fisici come la
raschiatura, la sabbiatura a secco e a umido, l'asportazione del materiale per
via elettrolitica, ecc.
In pratica
la difficoltà principale consiste nell'esatta individuazione del metodo più
idoneo, al fine di conseguire un livello di decontaminazione accettabile senza
alterare sostanzialmente la superficie e mantenendo i costi entro valori
accettabili e commisurati al valore del prezzo da recuperare.
14.3.2.
Decontaminazione individuale
La
decontaminazione deve avvenire sul posto dove si è manifestata la contaminazione.
Dopo questo intervento l'interessato dovrà avvisare il preposto di
radioprotezione, e se è il caso, l'esperto qualificato il quale provvederà alla
valutazione dell'entità della contaminazione anche attraverso una eventuale
raccolta di campioni biologici e darà ulteriori disposizioni sugli interventi e
procedure di decontaminazione da eseguire.
In merito
alla decontaminazione delle persone vengono di seguito riportati alcuni
suggerimenti.
14.3.3.
Decontaminazione della pelle
Prima di
ogni altra azione bisogna adottare le seguenti misure:
q
verifica dell'assenza di ferite
q
trattamento delle ferite prima del trattamento di
decontaminazione nel caso di danno alla cute prodotto da contaminanti chimici
q
verifica immediata del livello di contaminazione. Nel caso
di livelli elevati può essere importante mettere una maschera al paziente ed al
personale che lo assiste e rimuovere immediatamente il vestiario, eseguendo una
decontaminazione rapida e grossolana per evitare una sovraesposizione al corpo
inter; il vestiario rimosso andrà chiuso in sacchetto di plastica per essere
trattato come rifiuto radioattivo
q
in ogni caso vanno adottati tutti gli accorgimenti idonei a
contenere il diffondersi della contaminazione.
14.3.4.
Contaminazione di un'area estesa della pelle
L'interessato
va sottoposto a doccia tiepida. Ove possibile, l'acqua utilizzata deve essere
monitorata prima dello smaltimento. Dovrà essere utilizzato un sapone morbido,
preferibilmente acido; il lavaggio deve avvenire dall'alto verso il basso.
Quando il paziente è asciutto deve essere ricontrollato e, nel caso di
contaminazione residua, si procede secondo le istruzioni contenute nel punto
successivo
14.3.5.
Contaminazione residua
Se la
contaminazione persiste dopo gli interventi sopra descritti, vanno usati dei
decontaminanti più specifici:
q
in presenza di terre rare, plutonio e transplutonici, lavare
con soluzione di DTPA 1% (pH 3-5); strofinare delicatamente andando dal centro
verso la periferia della zona contaminata. Se non è disponibile il DTPA usare
una soluzione acquosa di HCl (pH1); se necessario ripetere più volte ma
smettere se interviene un arrossamento della pelle
q
in presenza di alcalini o alcalinoterrosi dovrebbe essere
sufficiente il semplice lavaggio con acqua che, peraltro, può essere continuato
a lungo; nel caso dello stronzio bisogna controllare attentamente che non siano
presenti ferite, anche piccole; se ve ne sono va tenuta una insolubilizzazione
locale dell'elemento (per es. con rodizionato di potassio)
q
in presenza di uranio, lavare con una soluzione di
bicarbonato di sodio
q
in alcuni casi il materiale contaminante insolubile annidato
in zone localizzate dello strato corneo della pelle può essere rimosso con
carta abrasiva o nastro adesivo
14.3.5.1. Mani
In caso di
contaminazione delle mani, effettuare nell'ordine i seguenti trattamenti:
q
lavaggio accurato per circa 3' con acqua tiepida e sapone
neutro esente da abrasivi e da additivi, usando uno spazzolino di setola
morbida, soprattutto tra le dita e sotto le unghie, avendo cura di evitare
eventuali abrasioni
q
monitoring
q
ripetere due volte le operazioni suddette
q
se la cute è sottile: lavare per circa 5' con soluzione al
2% di bromuro di cetiltrimetilammonio (tipo Cetavlon) detergente cationico,
dopo aver allontanato, con accurata risciacquatura, ogni traccia di sapone
q
se la cute è spessa: lavaggio per 5' con detersivo in
polvere miscelato con crusca o semola fine ed acqua, a formare una pasta
(azione detergente, adsorbente, lievemente abrasiva) seguito da accurata
risciacquatura
q
monitoring
q
ungere con creme a base di lanolina e, se la contaminazione
persiste, fasciare o far indossare i guanti di filo
q
controllare il giorno successivo e, se le condizioni della
cute lo consentono, praticare ulteriori trattamenti di decontaminazione.
14.3.5.2. Capelli
La decontaminazione dei capelli va
effettuata mediante prolungato e ripetuto shampooing, per esempio con una
soluzione al 4% di Cetavlon che va versata sui capelli già bagnati e sui quali
si deposita in pellicola, poi rimossa risciacquando con acqua; durante il
lavaggio il capo va mantenuto reclinato su una adeguata bacinella proteggendo
gli occhi con tamponi di ovatta; nei casi più gravi si dovrà procedere alla
rasatura
14.3.5.3. Naso
Per la
decontaminazione delle fosse nasali, utilizzare un irrigatore a bassa pressione
munito di cannule di gomma morbida da inserire per circa 3 cm in ciascuna
narice; tenere il capo inclinato su una bacinella e usare una soluzione di un
composto chelante; inserire a lungo (10-15' ogni volta). Strofinare l'interno
delle narici con dei bastoncini ovattati e monitorare l'eventuale
contaminazione asportata
14.3.5.4. Bocca
La
decontaminazione della bocca può essere effettuata con collutorio all'acqua
ossigenata a 13 volumi; in casi eccezionali può essere necessario l'intervento
dell'odontoiatra per rimuovere una contaminazione a carico dei denti
14.3.5.5. Occhi
Il primo e
più importante intervento medico, consiste nel dilavare il prodotto nocivo
irrorando l’area ustionata, con la massima rapidità possibile e con abbondanti
quantità di acqua: un simile trattamento è, nella quasi totalità dei casi, in
grado di limitare la gravità delle conseguenze, mentre anche un ritardo di
pochi secondi, può risultare fatale.
Per la
decontaminazione degli occhi usare soluzioni a pH appropriato al fine di
neutralizzare l'azione caustica del materiale contaminante; in molti casi può
essere opportuna la instillazione preliminare di una soluzione anestetica, per
esempio collirio di cocaina al 2%. Al termine dei lavaggi potrebbe essere
necessario prelevare un tampone faringeo per verificare l'eventuale
contaminazione interna avvenuta tramite il canale naso-lacrimale.
Il
trattamento di pronto soccorso relativo agli occhi deve risultare anch’esso
immediato e consistere di irrigazioni prolungate dell’organo esposto, fatte con
copiose quantità di acqua a bassa pressione, per non causare ulteriori danni
dovuti a getti violenti d’acqua, provenienti da fontanelle, docce, canne per
innaffiare o da qualsiasi contenitore: anche se la vittima indossa lenti a
contatto, l’irrorazione deve iniziare al più presto possibile mentre i mezzi
correttivi vengono rimossi, poiché un lievissimo ritardo nel soccorso può
essere sufficiente a causare danni rilevanti, fino a giungere alla perdita
della funzione visiva.
In tutti i
casi, gli occhi devono essere subito esaminati da un medico specialista.
14.3.5.6. Ferite
q
ferita
sicuramente non contaminata ma associata a contaminazione di cute sana in zona
adiacente
Il trattamento sarà deciso caso per
caso; quasi sempre però la lesione rappresenta l'elemento di maggior urgenza.
In linea di massima i tempi successivi di intervento saranno i seguenti:
·
protezione della zona contaminata con cerotto impermeabile o
con medicazioni topiche al collodio
·
trattamento medico chirurgico delle ferite
·
monitoring della lesione e del materiale sanitario
utilizzato (tamponi di garza, soluzioni disinfettanti, etc.)
·
protezione impermeabile della lesione
·
decontaminazione della zona cutanea attigua alle lesioni,
previa rimozione del cerotto o del film protettivo, regolandosi come già detto
·
ferita contaminata
q
Le ferite
lievi
Le ferite
lievi, che sono anche le più frequenti nella pratica di laboratorio, vanno
dalle semplici abrasioni alle lacerazioni e alle ferite di punta. Il
trattamento è condizionato dall'agente contaminante e, in particolare, dal suo
grado di solubilità nei liquidi dell'organismo: è quindi difficile fornire
indicazioni valide per i vari casi. Uno schema di carattere generale, efficace
principalmente quando si tratti di contaminanti insolubili può essere il
seguente:
q
far sanguinare abbondantemente la ferita, applicando
eventualmente un laccio venoso
q
irrigare a bassa pressione con soluzione fisiologica sterile
o con soluzione di DaKin tiepida
q
applicare un anestetico di superficie, per es. xilocaina al
4%
q
monitoring
q
se la contaminazione è circoscritta detergere meccanicamente
con tamponcini di garza su pinza chirurgica
q
monitoring (ferita, zone limitrofe, garze e soluzioni di
lavaggio)
14.4. Gestione
dei rifiuti radioattivi
I rifiuti
radioattivi sono un prodotto inevitabile quando si impiegano sorgenti
radioattive non sigillate (cioè tali per cui nelle condizioni normali di
impiego le sue caratteristiche non permettono di prevenire qualsiasi dispersione
di materiale radioattivo e qualsiasi rischio di contaminazione. Può presentarsi
in forma solida, liquida, gassosa). E' necessario quindi trattare tali rifiuti
in modo che non diano luogo né ad un'irradiazione eccessiva, né ad un eventuale
contaminazione dei lavoratori esposti e del pubblico.
Vi sono tre
metodiche fondamentali con cui si possono trattare i rifiuti radioattivi:
·
eliminazione
nell'ambiente esterno nel rispetto dei limiti di smaltimento previsti
dalla normativa vigente, qualora le quantità e le concentrazioni siano di
entità minima (regime di esenzione)
·
immagazzinamento in
condizioni di sicurezza finché la loro attività non sia decaduta a livelli tali
da consentire lo smaltimento nell'ambiente esterno
·
consegna dei
rifiuti ad una ditta o ad enti autorizzati allo smaltimento
I rifiuti
radioattivi devono essere distinti in
rifiuti liquidi e rifiuti solidi.
Sono da
considerarsi rifiuti liquidi le
soluzioni o sospensioni di sostanze radioattive, i liquidi di scintillazione, i
liquidi di lavaggio e decontaminazione, le soluzioni residue non più
utilizzate, le soluzioni impiegate per la decontaminazione, ecc.
Sono invece
da considerarsi rifiuti solidi i
materiali di uso corrente, quali le provette, pipette, puntali, guanti, carta,
ecc.
15.
STRUMENTI OPERATIVI DI SORVEGLIANZA FISICA DELLA
RADIOPROTEZIONE
L'Esperto
Qualificato è persona che possiede le cognizioni e l'addestramento necessari
per misurare le radiazioni ionizzanti, per assicurare l'esatto funzionamento
dei dispositivi di protezione, per dare le istruzioni e le prescrizioni
necessarie a garantire la sorveglianza fisica della radioprotezione.
In questa
sua veste fornisce al datore di lavoro, prima dell'inizio di qualsiasi attività
con rischio da radiazioni ionizzanti, una consulenza in merito alla valutazione
dei rischi che l'attività comporta e ai relativi provvedimenti di
radioprotezione da adottare, redigendo apposita relazione.
Rientrano
tra le competenze dell'Esperto Qualificato una serie di fondamentali azioni
organizzative generali, le principali delle quali riguardano:
Ø
la classificazione delle aree con rischio da radiazioni
ionizzanti;
Ø
la classificazione del personale ai fini della
radioprotezione;
Ø
la predisposizione delle norme interne di radioprotezione;
Ø
la segnalazione mediante contrassegni delle sorgenti di
radiazione;
Ø
la predisposizione di un programma di informazione e
formazione, finalizzato alla radioprotezione, allo scopo di rendere il
personale edotto dei rischi specifici a cui è esposto.
Nell'ambito
dell'esercizio dei propri compiti, l'Esperto Qualificato deve poi:
Ø
esaminare i progetti degli impianti, rilasciando il relativo
benestare;
Ø
provvedere ad effettuare il collaudo e la prima verifica
degli impianti;
Ø
verificare periodicamente l'efficacia dei dispositivi ovvero
delle tecniche di radioprotezione;
Ø
effettuare il controllo periodico del buon funzionamento
della strumentazione di radioprotezione;
Ø
effettuare la sorveglianza ambientale;
Ø
valutare le dosi ricevute dai lavoratori e le introduzioni
dei radionuclidi;
Ø
procedere alla valutazione sia in fase di progetto che di
esercizio delle dosi ricevute o impegnate dai gruppi di riferimento della
popolazione, in condizioni normali di lavoro e nel caso di incidenti; - etc.
16.
NORME INTERNE DI RADIOPROTEZIONE
Le norme
interne di radioprotezione sono lo strumento per mezzo del quale vengono
disciplinate le attività radiologiche intorno a ciascun impianto o sorgente di radiazioni.
In esse vengono in particolare specificate le regole da seguire per l'accesso e
la permanenza nelle zone classificate ovvero per la manipolazione e l'utilizzo
delle sorgenti radioattive. Vi sono inoltre descritti i sistemi di
segnalazione, sicurezza ed emergenza, specificate le responsabilità dei
dirigenti e dei preposti e illustrate le azioni da assicurare in condizioni di
emergenza. Le norme interne sono predisposte dall'Esperto Qualificato ed
emanate dal datore di lavoro. I lavoratori sono tenuti ad osservare le
disposizioni in esse contenute.
17.
LA DOSIMETRIA INDIVIDUALE
Nel caso
dell'irradiazione esterna, la valutazione della dose individuale ricevuta dai
lavoratori viene di norma effettuata mediante dosimetri individuali, le cui
letture vengono integrate con i risultati della dosimetria ambientale. Le norme
interne di radioprotezione specificano le circostanze nelle quali detti
strumenti sono obbligatori. I controlli di cui trattasi vengono abitualmente
effettuati con varie apparecchiature: dosimetri a termoluminescenza (cards,
chips, bulbi), dosimetri individuali a lettura diretta, dosimetri individuali
elettronici, rivelatori a tracce, dosimetri a film, etc.
A proposito
dell'uso pratico di questi strumenti conviene ricordare che essi devono essere
indossati all'altezza del petto, salvo diversa indicazione da parte
dell'Esperto Qualificato. E' consigliabile in linea di massima attaccarli al
bavero del camice o di altro indumento ovvero tenerli nel taschino della
giacca. Si ricorda inoltre che i dosimetri personali non devono mai essere
lasciati sui tavoli di lavoro o altrove; non devono mai essere scambiati con
quelli di altre persone o essere usati per scopi diversi da quelli per cui sono
stati assegnati; al termine del lavoro, devono essere riposti nelle apposite
bacheche; il loro eventuale smarrimento deve essere immediatamente segnalato
all'Esperto Qualificato.
Conviene
infine osservare che il portare un dosimetro di per sè non serve a prevenire
l'esposizione alle radiazioni.
Tuttavia la
conoscenza del dato dosimetrico consente di programmare opportunamente le
successive esposizioni, in modo da mantenere la dose ricevuta da ciascun
lavoratore quanto più bassa possibile e comunque al di sotto dei limiti
stabiliti dalle vigenti leggi.
Nel caso
dell'irradiazione interna, eventualità per la verità assai remota al momento
attuale per i lavoratori operanti nella radiologia ma attuale per chi lavora
con le sorgenti non sigillate, la valutazione della dose individuale potrà
essere effettuata a partire dalla rivelazione delle radiazioni che
eventualmente fuoriescono dal corpo umano, quando sufficientemente penetranti
(per es. raggi gamma), ovvero a partire da misure di attività sugli escreti
(urine e feci).
17.1. Tecniche di
dosimetria
Esistono diverse
tecniche di dosimetria, cioè quella tecnica che si occupa di controllare e
misurare periodicamente la dose assorbita dai lavoratori professionalmente
esposti a radiazioni ionizzanti. Tra le più importanti si ricordano:
q
filmdosimetria
q
penne dosimetriche tascabili
q
dosimetri a filo di quarzo
q
dosimetria a termoluminescenza
17.2. Film -
dosimetria
Il metodo è
basato sulla dosimetria a mezzo emulsione sensibile.
La pellicola sensibile (in realtà
due pellicole a sensibilità diverse: il tipo A ad alta sensibilità vale per le
basse dosi - fino a 400 mR -, il tipo B a bassa sensibilità risponde bene per
dosi elevate), di dimensioni 4x3 mm, avvolta in carta nera e racchiusa in una
bustina di polivinile a tenuta di luce e di umidità, è inserita in un astuccio
di bachelite all'interno del quale sono incollati, sulle due parti, filtri di
rame, con spessori crescenti.
La
radiazione incidente colpirà l'emulsione sensibile delle pellicole sia in
corrispondenza della finestra circolare, sia dopo la filtrazione con gli spessori
crescenti di rame (0,05 - 0,5 - 1,2 mm) e con uno spessore di piombo (0,5 mm)
sfalsato sulle due facce per la stima della direzione di provenienza della
radiazione. Dall'analisi degli annerimenti si giungerà alla determinazione
della dose assorbita dalla pellicola in esame e, pertanto, a meno di
utilizzazioni ed esposizioni non regolari, della dose assorbita dalla persona
che l'ha portata nel periodo di controllo.
17.3. Penne
dosimetriche tascabili
Si tratta
di piccoli dosimetri tascabili, cui è stata data la forma esterna di una penna
stilografica; possono essere a lettura diretta (dosimetri tascabili) o
indiretta (camere tascabili individuali).
Le camere
di ionizzazione tascabili sono generalmente di bachelite, rivestite
internamente di grafite; lungo il loro asse è teso un filo di alluminio
rivestito anch'esso di grafite. I due elettrodi sono rispettivamente: il filo
all'interno del volume della piccola camera di ionizzazione e la camera stessa.
Fra i due
elettrodi si stabilirà una differenza di potenziale tramite un apparecchio di
carica; la radiazione che penetrerà nella camera, ionizzerà l'aria del volume
sensibile, facendo diminuire la tensione tra gli elettrodi. La differenza con
l'apparecchio di lettura tarato in mR o in R, rappresenterà la dose assorbita
dalla camera di ionizzazione e, di conseguenza, dalla persona che l'ha portata.
17.1. Dosimetri a
filo di quarzo
Anch'essi
sono delle vere penne dosimetriche; rispetto alle precedenti consentono di conoscere,
ad ogni istante, la dose assorbita, senza dover ricorrere ad un elettrometro
supplementare. Alcuni tipi non hanno neppure bisogno di uno speciale
apparecchio per la carica.
L'elettrodo
centrale è collegato ad un elettroscopio costituito da due parti: come parte
fissa, un filo di rame grosso, di diametro di 0,6 mm circa, ripiegato a
forcina; come parte mobile un filo di quarzo metallizzato di qualche micron di
diametro, a contatto elettrico.
Quando con
una sorgente elettrica si caricherà a 200 volt il filo di rame, il filo di
quarzo verrà respinto da esso e si porterà in corrispondenza dello zero di una
scala graduata che si traguarderà in controluce da un'estremità della penna.
Se la penna
verrà investita da un fascio di radiazioni, l'aria della camera di ionizzazione
diventerà parzialmente conduttrice e farà diminuire la tensione, consentendo al
filo di quarzo di avvicinarsi a quello di rame; il filo di quarzo, nel suo
movimento di scarica, segnerà sulla scala micrometrica la sua variazione di potenziale
rispetto a quello di rame. La scala, graduata in R, darà direttamente il valore
della dose assorbita.
17.2. Dosimetria
a termoluminescenza
Si basa sul
fenomeno fisico del rilascio dell'energia immagazzinata dal materiale
attraverso una precedente eccitazione del suo sistema elettronico.
La capacità
di immagazzinamento, o se vogliamo, di memorizzazione dell'effetto di una
precedente eccitazione, è di fondamentale importanza nella dosimetria a
termoluminescenza ed è associata alla presenza, nel solido, di impurità
strutturali.
I materiali
che interessano la dosimetria a termoluminescenza sono dei cristalli isolanti
nei quali gli elettroni di conduzione sono dovuti interamente all'energia
assorbita, per esempio tramite radiazione ionizzante. Esempi di tali isolanti
sono gli alogenuri alcalini, come il fluoruro di litio (LiF) ed il cloruro di
sodio.
Un
cristallo è un agglomerato di atomi, o molecole, caratterizzato da una
periodicità tridimensionale. Una perfetta periodicità della posizione degli
atomi non è possibile a causa delle vibrazioni termiche degli atomi stessi.
Inoltre le dimensioni finite del cristallo causano una discontinuità e quindi
un primo difetto nella struttura cristallina.
Un
cristallo senza difetti è chiamato ideale. Un cristallo la cui periodicità sia
disturbata dalle sole vibrazioni termiche è invece chiamato perfetto; infine,
un cristallo finito, con probabili altri difetti, è un cristallo reale. Solo un
cristallo reale possiede quelle interessanti proprietà quali la colorazione, la
fotoconducibilità e la luminescenza.
L'esistenza
delle imperfezioni nei cristalli ha un'importante conseguenza quando il
cristallo è sottoposto ad una radiazione ionizzante. Infatti i difetti possono
agire come trappole per i portatori di carica generati dalle particelle
secondarie durante l'irraggiamento. Un centro formato da un elettrone
intrappolato in una vacanza ionica (trappola) negativa presenta livelli
energetici discreti, tra i quali sono permesse transizioni con assorbimento od
emissione di appropriata energia. Queste imperfezioni prendono il nome più
appropriato di "centri di colore", poiché sono appunto responsabili
della diversa colorazione dei cristalli.
Il fenomeno
della termoluminescenza avviene secondo due fasi ben precise:
1.
ionizzazione ed intrappolamento
2.
ricombinazione di elettroni e lacune con emissione di luce.
Durante la
fase di irraggiamento si ha la produzione di elettroni e lacune; gli elettroni
si muovono nella banda di conduzione sino a che non vengono intrappolati nei
difetti o ricadono nella banda di valenza con ricombinazione radiativa
(fluorescenza) o non radiativa con le lacune. La terza possibilità è che essi
siano catturati da centri luminescenti già attivati da lacune a causa della
radiazione: ciò comporta la disattivazione del centro con emissione luminosa
(radioluminescenza).
L'effetto
del riscaldamento del materiale è tale per cui gli elettroni intrappolati nei
livelli metastabili hanno ricevuto una sufficiente energia termica per
sfuggirne e ritornare alla banda di conduzione, ove sono liberi di muoversi
fino a che:
1. gli
elettroni non cadono nella banda di valenza e si ricombinano radiativamente o
non con le lacune
2. gli
elettroni si ricombinano radiativamente con centri luminescenti attivati da
lacune
Nel caso 2 si parla di termoluminescenza.
17.2.1.
Il servizio di dosimetria
La
dosimetria a termoluminescenza (TLD) attualmente in uso presso il servizio di
radioprotezione dell’Università “Tor Vergata”, si basa sulle proprietà
termoluminescenti dei cristalli di fluoruro di litio drogati al magnesio, rame
e fosforo (LiF:Mg, Cu, P) confezionati
in dischetti del diametro di 4,5 mm ed altezza di 0,8 mm (“chips”) noti col
nome commerciale GR-200 A.
La luce
emessa dalla chip viene rilevata da un tubo fotomoltiplicatore e, tenuto conto
della sensibilità del lettore valutata tramite lettura di chips di controllo
sottoposte a una irradiazione nota, e della sensibilità intrinseca relativa
(SIR) del singolo elemento, si ottiene la dose delle radiazioni ionizzanti (la
causa dell’eccitazione del suo sistema elettronico) assorbita dalla singola
chip.
Le chip
possono essere riutilizzate più volte ed è possibile calcolare con accettabile
precisione i cambiamenti del loro comportamento in seguito al tempo e all’uso.
Non è però possibile ripetere la stessa lettura in quanto in seguito al
riscaldamento il dosimetro, restituita l’energia precedentemente assorbita, si
trova reinizializzato (annealing).
Le chip
sono confezionate in contenitori di plastica che possono alloggiare fino a
quattro elementi, a loro volta contenuti in buste di plastica termosaldate che
possono essere disposte negli ambienti di lavoro o indossate dai lavoratori
radioprotetti, al petto o a bracciale.
I dosimetri
adottati dal nostro servizio contengono tre elementi, differentemente filtrati
(al rame, all’alluminio, non filtrato). Dalla correlazione delle letture dei
tre elementi è possibile determinare la dose assorbita dal dosimetro e anche la
natura della radiazione assorbita.
Il sistema
di dosimetria si basa sull’uso di tre differenti categorie di dosimetri: Ambientali,
Personali, Testimoni.
Affinché i
dati della dosimetria siano significativi ai fini della radioprotezione dei
lavoratori, dal momento che il calcolo della dose è elaborato in base alla
correlazione delle letture delle diverse categorie di dosimetri, è necessario
che i tre tipi di dosimetri siano correttamente utilizzati e tempestivamente
riconsegnati alla struttura. La tardiva riconsegna di un dosimetro personale
rende arduo commisurare le sue letture agli ambientali e al testimone; la
tardiva o omessa riconsegna del testimone rende arbitraria la valutazione
dell’intero gruppo di dosimetri ad esso relativi.
I dosimetri
“ambientali”
restituiscono le radiazioni emesse nell’ambiente nel dato periodo. Devono
essere opportunamente disposti nei pressi dei punti di frazionamento o delle
macchine radiogene, a seconda della natura delle sergenti.
I dosimetri
“personali”
vengono indossati dai lavoratori radioprotetti, e restituiscono la dose
assorbita dalla persona che li indossa. Devono essere sempre indossati
all’interno delle camere calde o laboratori, ma conservati all’esterno di esse
quando non sono adoperati.
I dosimetri
“testimoni”
indicano la dose assorbita da tutto il set dei dosimetri a cui fanno riferimento
per cause non dipendenti dal loro utilizzo, prima fra tutte la radioattività
naturale, che varia da luogo a luogo in dipendenza di vari fattori. Devono
essere tenuti insieme ai personali e agli ambientali durante la conservazione e
il trasporto, ma custoditi all’esterno della camera calda o laboratorio.
17.3. Norme
procedurali per l’uso dei dosimetri
Si ricorda
che:
Ø
I dosimetri denominati “Ambientali” vanno posizionati nelle
vicinanze dei punti di lavoro delle macchine radiogene (Diffrattometro, microsopi
elettronici, etc.) e/o delle sorgenti radioattive sigillate e non sigillate.
Eventuali consigli sul corretto posizionamento possono essere direttamente
richiesti all’Esperto Qualificato.
Ø
I dosimetri denominati “Testimoni” vanno posizionati in zona
diversa dai punti di lavoro sopra richiamati. E’ consigliabile tenere i
“Testimoni” in zona ufficio.
Ø
I dosimetri “Personali” vanno sempre impiegati durante
l’orario di lavoro e custoditi, durante i periodi di non utilizzo,
possibilmente nella stessa zona dove sono conservati i dosimetri “Testimoni”.
Si consiglia a tale scopo, di programmare l’utilizzo di un apposito contenitore
con spazi predisposti per il deposito di tutti i dosimetri “Testimoni” e
“Personali”.
Per una corretta gestione del servizio di dosimetria, si
ricorda a tutto il personale radioprotetto, che:
Ø
i dosimetri debbono essere riconsegnati, per una loro
lettura, tutti alla data stabilita (entro massimo 5 giorni del mese successivo
al termine della validità del dosimetro). Si presente che una mancata
tempestiva consegna dei dosimetri comporta l’assoluta impossibilità di eseguire
le valutazioni relative all’esposizione del personale stesso e quindi ritardi
negli eventuali interventi correttivi che si rendessero necessari.
Ø
risulta tassativo consegnare tutti i dosimetri insieme ai
“Testimoni” ed “Ambientali” onde evitare errori nella valutazione derivanti da
tempi diversi di esposizione all’irraggiamento.
Ø
Nel caso di eventuale
smarrimento del dosimetro il responsabile del Laboratorio deve richiedere per iscritto la
sostituzione del dosimetro smarrito, fermo restando che nel periodo transiente
non sarà possibile fornire il servizio di lettura.
Ø
Occorre sempre
comunicare per iscritto e tempestivamente tutte le variazioni del personale
radioprotetto sia come aggiunte che come cessazione, comprese eventuali
temporanee assenze prolungate.
Ø
Si ricorda che è obbligatorio da parte del personale
radioprotetto fornire con cadenza massimo semestrale, le eventuali esposizioni
a radiazioni ionizzanti assorbite in altri luoghi di lavoro.
1.
GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI
I rifiuti
radioattivi sono un prodotto inevitabile quando si impiegano sorgenti
radioattive non sigillate, cioè tali per cui nelle condizioni normali di
impiego le loro caratteristiche non permettono di prevenire qualsiasi
dispersione di materiale radioattivo e qualsiasi rischio di contaminazione. I
rifiuti possono presentarsi in forma solida o liquida. E' necessario quindi
trattare tali rifiuti in modo che non diano luogo né ad un'irradiazione
eccessiva, né ad un eventuale contaminazione dei lavoratori esposti e del
pubblico.
Vi sono tre metodiche fondamentali
con cui si possono trattare i rifiuti radioattivi:
·
eliminazione nell'ambiente esterno nel rispetto dei limiti di
smaltimento previsti dalla normativa vigente, qualora le quantità e le
concentrazioni siano di entità minima (regime di esenzione)
·
immagazzinamento in condizioni di sicurezza finché la loro
attività non sia decaduta a livelli tali da consentire lo smaltimento
nell'ambiente esterno
·
consegna dei rifiuti ad una ditta o ad enti autorizzati allo
smaltimento
I rifiuti radioattivi devono essere distinti in rifiuti liquidi e
rifiuti solidi.
Sono da considerarsi rifiuti
liquidi le soluzioni o sospensioni di sostanze radioattive, i liquidi di
scintillazione, i liquidi di lavaggio e decontaminazione, le soluzioni residue
non più utilizzate, le soluzioni impiegate per la decontaminazione, ecc.
Sono invece da considerarsi
rifiuti solidi i materiali di uso corrente, quali le provette, pipette,
puntali, guanti, carta, ecc.
1.1. Smaltimento
dei rifiuti radioattivi
Nel caso non sia possibile, dato
il tipo dei radioisotopi utilizzati (per es. carbonio-14 e trizio), aspettare
il naturale decadimento degli stessi, i rifiuti prodotti presso il laboratorio
devono essere periodicamente smaltiti tramite una ditta specializzata ed
autorizzata.
1.2. Deposito
rifiuti radioattivi
In attesa
del ritiro dei rifiuti secondo le modalità contrattuali stabilite con la ditta,
gli stessi devono essere immagazzinati temporaneamente in un locale all'uopo
destinato.
In detto
locale devono essere sistemati un numero idoneo di fusti metallici a tenuta,
regolarmente numerati, per l'immagazzinamento dei rifiuti solidi e liquidi
contaminati da materiale radioattivo. All'interno del deposito deve essere
altresì installata una scaffalatura per la raccolta e la sistemazione dei
fusti.
I fusti e i
bidoni, destinati alla raccolta dei materiali di rifiuto, devono essere tali da
non permettere fuoriuscita del contenuto contaminato.
I rifiuti
solidi, prima di essere sistemati nei relativi fusti metallici, dovranno essere
sigillati in opportuni sacchi di polietilene saldati a tenuta, mentre quelli
liquidi verranno raccolti in opportuni contenitori di plastica chiusi a tenuta.
All'ingresso del deposito rifiuti dovrà essere affisso un regolamentare
cartello indicante pericolo da radiazioni e recante la dicitura "zona
controllata o sorvegliata".
La porta
d'ingresso deve essere chiusa a chiave e la chiave deve essere custodita dal
responsabile.
L'accesso
al deposito dovrà avvenire solo usando soprascarpe a perdere, custodite in un
apposito stipetto e da indossare prima dell’ingresso nella zona.
L'ingresso è
consentito solo al personale autorizzato. Il personale che accede a detto
locale deve prendere visione delle norme interne di comportamento e
rispettarle.
1.3. Gestione
quotidiana dei rifiuti radioattivi
Alla fine
della giornata lavorativa i rifiuti giornalmente prodotti e raccolti negli
appositi sacchi e bottiglioni devono essere trasportati nel deposito e
debitamente sistemati nei loro contenitori. Questo trasporto deve essere
effettuato con le opportune cautele al fine di evitare contaminazione sia del
personale addetto che dell'ambiente.
Il
trasporto dei sacchi e dei bottiglioni dovrà avvenire tramite un piccolo
carrello. Gli stessi dovranno essere ricoperti con fogli di carta assorbente,
da eliminare a trasporto avvenuto come rifiuto solido, così da evitarne la
contaminazione.
Il
personale addetto al trasporto dovrà indossare gli indumenti protettivi. Le
soprascarpe indossate nel laboratorio dovranno essere qui abbandonate, per
evitare durante il trasporto la contaminazione del suolo; all'ingresso del deposito
ne verranno indossate di nuove.
1.4. Contenitori
dei rifiuti radioattivi
I rifiuti
radioattivi prodotti nel laboratorio dovranno essere raccolti e suddivisi in
diversi contenitori. I contenitori dei rifiuti radioattivi solidi sono di norma
fusti metallici muniti di coperchio asportabile con guarnizione a tenuta e
cravatta di chiusura per l'applicazione del sigillo e sono dotati di saccone di
plastica da sigillare a riempimento avvenuto.
E'
importante porre la massima attenzione al confezionamento dei rifiuti
appuntiti, taglienti, o comunque suscettibili di provocare tagli e rotture del
saccone di plastica, contenuto nel bidone (ad esempio, avvolgere in carta o
fogli di alluminio materiali vetrosi taglienti, ecc.).
I rifiuti
radioattivi solidi devono contenere solamente minime quantità di liquidi e
quindi tutti i recipienti da eliminare vanno vuotati accuratamente e, ove
possibile, devono essere tappati.
I rifiuti
radioattivi liquidi verranno versati in
appositi bottiglioni a "bocca larga" con tappo a vite (normalmente
forniti dalla ditta autorizzata al prelievo).
I
contenitori dei rifiuti radioattivi devono essere separati da quelli dei
rifiuti convenzionali.
1.5. Etichettatura
dei contenitori dei rifiuti
Ogni
contenitore, una volta riempito, deve portare a carattere permanente e in
posizione ben visibile le seguenti indicazioni:
·
segnale di pericolo da radiazioni ionizzanti
·
numero e sigla di riconoscimento, che devono essere uguali a
quello dello schedario
·
classificazione del contenitore
·
data del suo ultimo
riempimento
·
tipo di radioisotopo contenuto
·
intensità massima di equivalente di dose (mrem/h, mSv/h)
rilevata a contatto del contenitore, alla data dell'ultimo riempimento
·
massa finale del contenitore
19. GLOSSARIO
§
ALI: limite
derivato per la quantità di un dato radionuclide che può essere introdotta
nell'organismo per inalazione o ingestione in un anno (Bq/anno).
§
ALARA (As Low As
Reasonably Achievable): procedura per tenere le dosi ricevute dai lavoratori e
dal pubblico le più basse possibili, tenendo conto dei fattori economici e
sociali.
§
Attivazione: processo
di produzione di un materiale radioattivo tramite bombardamento con neutroni,
protoni o altre particelle.
§
Attività: numero di
trasformazioni nucleari spontanee di un radionuclide che si producono
nell'unità di tempo; si esprime in Bq.
§
Becquerel (Bq):
unità di misura dell'attività; 1 Bq = 1 disintegrazione al secondo.
§
Contaminazione radioattiva: contaminazione di una
matrice, di una superficie, di un ambiente di vita o di lavoro o di un individuo,
prodotta da sostanze radioattive.
§
DAC: limite
derivato per la concentrazione in aria di uno specificato radionuclide (Bq.cm-3).
§
Dose assorbita: energia media ceduta dalle
radiazioni ionizzanti per unità di massa di materiale irraggiato; si esprime in
Gray.
§
Equivalente di dose:
prodotto della dose assorbita in tessuto per il fattore di qualità; si esprime
in sievert.
§
Equivalente di dose efficace: somma del prodotto degli equivalenti di dose ricevuti da
specifici organi del corpo umano per gli appropriati fattori di ponderazione;
si esprime in sievert.
§
Equivalente di dose
(efficace) impegnato: equivalente di dose (efficace) ricevuto da un organo o
tessuto, in un determinato periodo di tempo, in seguito all'introduzione di uno
o più radionuclidi.
§
Esperto Qualificato: persona che possiede le
cognizioni e l'addestramento necessari sia per effettuare misurazioni, esami,
verifiche o valutazioni di carattere fisico, tecnico o radiotossicologico, sia
per assicurare il corretto funzionamento dei dispositivi di radioprotezione,
sia per fornire tutte le altre indicazioni e formulare provvedimenti atti a
garantire la sorveglianza fisica della protezione dei lavoratori e della
popolazione. La sua qualificazione è riconosciuta secondo procedure stabilite
per legge.
§
Esposizione: qualsiasi
esposizione di persone a radiazioni ionizzanti.
§
Esposizione esterna: esposizione prodotta da
sorgenti situate all'esterno dell'organismo.
§
Esposizione interna: esposizione prodotta da
sorgenti introdotte nell'organismo.
§
Esposizione globale: esposizione, considerata
omogenea, del corpo intero.
§
Esposizione parziale: esposizione che colpisce
soprattutto una parte dell'organismo o uno o più organi o tessuti, oppure considerata non omogenea.
§
Fattore di ponderazione
di un organo o tessuto: frazione del rischio
stocastico, risultante da un'irradiazione uniforme del corpo, attribuibile
all'organo o tessuto considerato.
§
Fattore di qualità:
fattore per il quale si moltiplica la dose assorbita in tessuto per tener conto
della qualità della radiazione.
§
Fondo naturale di radiazioni: insieme
delle radiazioni ionizzanti provenienti da sorgenti naturali, terrestri e
cosmiche, sempre che l'esposizione che ne risulta non sia accresciuta in modo significativo
da attività umane.
§
Gray: unità di
misura della dose assorbita; 1 Gy = 1 J.kg-1.
§
Introduzione: attività
introdotta nell'organismo dall'ambiente esterno.
§
Irradiazione esterna: vedere esposizione esterna.
§
Irradiazione interna: vedere esposizione interna.
§
Lavoratori esposti: persone sottoposte, per
l'attività che svolgono, a un'esposizione che può comportare dosi superiori ai
pertinenti limiti fissati per le persone del pubblico.
§
LET: energia
ceduta dalle particelle cariche per unità di percorso.
§
Limiti di dose:
limiti fissati per le dosi riguardanti l'esposizione dei lavoratori esposti,
degli apprendisti, degli studenti e delle persone del pubblico, per le attività
disciplinate dal D.Lgs. 230/95. I limiti di dose si applicano alla somma delle
dosi ricevute per esposizione esterna nel periodo considerato e delle dosi
impegnate derivanti dall'introduzione di radionuclidi nello stesso periodo.
§
Materia radioattiva: sostanza o insieme di
sostanze radioattive contemporaneamente presenti.
§
Matrice: qualsiasi
sostanza o materiale che può essere contaminato da materie radioattive; sono
ricomprese in tale definizione le matrici ambientali e gli alimenti.
§
Medico autorizzato: medico responsabile della
sorveglianza medica dei lavoratori esposti, la cui qualificazione e
specializzazione sono riconosciute secondo le procedure e le modalità stabilite
dalla legge.
§
Persone del pubblico: individui della popolazione esclusi i lavoratori, gli
apprendisti e gli studenti esposti in ragione della loro attività.
§
Radiazioni ionizzanti: radiazioni costituite da
fotoni o da particelle aventi la capacità di determinare direttamente o
indirettamente la formazione di ioni.
§
Radioattività: processo
naturale attraverso il quale gli atomi instabili di un elemento emettono l'energia
in eccesso da parte dei nuclei trasformandosi in atomi di un diverso elemento o
in stati energetici di minor energia dello stesso elemento.
§
Sievert: unità di
misura dell'equivalente di dose e dell'equivalente di dose efficace; 1 Sv = 1
J.kg-1.
§
Sorgente di radiazioni:
apparecchio generatore di radiazioni ionizzanti (macchina radiogena) o materia
radioattiva, ancorché contenuta in apparecchiature o dispositivi in genere, dei
quali, ai fini della radioprotezione, non si può trascurare l'attività, o la
concentrazione di radionuclidi, o l'emissione di radiazioni.
§
Sorgente sigillata: sorgente formata da materie
radioattive solidamente incorporate in materie solide e di fatto inattive, o
sigillate in un involucro inattivo che presenti una resistenza sufficiente per
evitare, in condizioni normali di impiego, dispersione di materie radioattive
superiore ai valori stabiliti dalle norme di buona tecnica applicabili.
§
Sorgente non sigillata: qualsiasi sorgente che non corrisponde alle
caratteristiche o ai requisiti della sorgente sigillata.
§
Sorveglianza medica: l'insieme delle visite mediche,
delle indagini specialistiche e di laboratorio, dei provvedimenti sanitari
adottati dal medico, al fine di garantire la protezione sanitaria dei
lavoratori esposti.
§
Sorveglianza fisica: l'insieme dei dispositivi
adottati, delle valutazioni, delle misure e degli esami effettuati, delle
indicazioni fornite e dei provvedimenti formulati dall’Esperto Qualificato al
fine di garantire la protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione.
§
Sostanza radioattiva: ogni specie chimica
contenente uno o più radionuclidi di cui, ai fini della radioprotezione, non si
può trascurare l'attività o la concentrazione.
§
Zona controllata: ambiente di lavoro,
sottoposto a regolamentazione per motivi di protezione dalle radiazioni
ionizzanti, in cui sussiste per i lavoratori in essa operanti il rischio di
superamento in un anno solare dei 3/10 di uno qualsiasi dei valori dei limiti
per i lavoratori esposti, e in cui l'accesso è segnalato e regolamentato.
§
Zona sorvegliata: ambiente di lavoro in cui
può essere superato in un anno solare uno dei pertinenti limiti fissati per le
persone del pubblico e che non è zona controllata.
Note
di riferimento da “Opuscolo d’informazione per i lavoratori dell’INFN”
di
A. Esposito, E. Giroletti, G. Moschini, M. Pelliccioni, E. Righi
ENEA
– “Elementi di radioprotezione” – Carlo Polvani
Ugo
Amaldi “Fisica delle Radiazioni” BORINGHIERI
CNEN
– “Manuale di protezione dalle radiazioni ionizzanti”
CNEN
– “Elementi di Fisica Sanitaria”
E.
Casnati – “Ionizing Radiation Metrology”
CNR
– “Protezioine e sicurezza del lavoro nei aboratori scientifici”
ENPI
- “Raggi X – Protezione, Dosimetria, Prevenzione” A. Venier