Sommario

Tipi di radiazioni ionizzanti

particelle alfa

Una particella alfa è un insieme strettamente legato di due protoni e due neutroni. È identico a un elio-4 (⁴lui) nucleo. In effetti, il suo destino finale dopo aver perso la maggior parte della sua energia cinetica è quello di catturare due elettroni e diventare un atomo di elio.

I radionuclidi che emettono alfa sono generalmente nuclei relativamente massicci. Quasi tutti gli emettitori alfa hanno un numero atomico maggiore o uguale a quello del piombo (⁸²Pb). Quando un nucleo decade emettendo una particella alfa, sia il suo numero atomico (numero di protoni) che il suo numero di neutroni si riducono di due e il suo numero di massa atomica si riduce di quattro. Ad esempio, il decadimento alfa dell'uranio-238 (²³⁸U) al torio-234 (²³⁴Th) è rappresentato da:

L'apice sinistro è il numero di massa atomica (numero di protoni più neutroni), il pedice sinistro è il numero atomico (numero di protoni) e il pedice destro è il numero di neutroni.

I comuni emettitori alfa emettono particelle alfa con energie cinetiche comprese tra circa 4 e 5.5 MeV. Tali particelle alfa hanno una portata in aria non superiore a circa 5 cm (vedi figura 1). Sono necessarie particelle alfa con un'energia di almeno 7.5 MeV per penetrare nell'epidermide (lo strato protettivo della pelle, spesso 0.07 mm). Gli emettitori alfa generalmente non rappresentano un pericolo di radiazioni esterne. Sono pericolosi solo se assunti all'interno del corpo. Poiché depositano la loro energia a breve distanza, le particelle alfa sono radiazioni ad alto trasferimento lineare di energia (LET) e hanno un elevato fattore di ponderazione della radiazione; tipicamente, w _R= 20.

Figura 1. Radiazione a portata di energia di particelle alfa lente nell'aria a 15 e 760 m

Particelle beta

Una particella beta è un elettrone o un positrone altamente energetico. (Un positrone è l'antiparticella dell'elettrone. Ha la stessa massa e la maggior parte delle altre proprietà di un elettrone tranne che per la sua carica, che è esattamente della stessa grandezza di quella di un elettrone ma è positiva.) I radionuclidi beta-emittenti possono avere un peso atomico alto o basso.

I radionuclidi che hanno un eccesso di protoni rispetto ai nuclidi stabili di circa lo stesso numero di massa atomica possono decadere quando un protone nel nucleo si converte in un neutrone. Quando ciò accade, il nucleo emette un positrone e una particella estremamente leggera e molto non interagente chiamata neutrino. (Il neutrino e la sua antiparticella non hanno alcun interesse per la protezione dalle radiazioni.) Quando ha ceduto la maggior parte della sua energia cinetica, il positrone alla fine collide con un elettrone ed entrambi vengono annichilati. La radiazione di annichilazione prodotta è quasi sempre costituita da due fotoni da 0.511 keV (chiloelettronvolt) che viaggiano in direzioni distanti 180 gradi. Un tipico decadimento del positrone è rappresentato da:

dove il positrone è rappresentato da β⁺ e il neutrino di n. Si noti che il nuclide risultante ha lo stesso numero di massa atomica del nuclide genitore e un numero atomico (protone) maggiore di uno e un numero di neutroni minore di uno rispetto a quelli del nuclide originale.

La cattura elettronica compete con il decadimento del positrone. Nel decadimento per cattura elettronica, il nucleo assorbe un elettrone orbitale ed emette un neutrino. Un tipico decadimento per cattura elettronica è dato da:

La cattura elettronica è sempre possibile quando il nucleo risultante ha un'energia totale inferiore a quella del nucleo iniziale. Tuttavia, il decadimento del positrone richiede che l'energia totale dell'iniziale atomo è maggiore di quello risultante atomo di oltre 1.02 MeV (il doppio dell'energia di massa a riposo del positrone).

Simile al decadimento di cattura di elettroni e positroni, il negatrone (β^-) il decadimento si verifica per i nuclei che hanno un eccesso di neutroni rispetto ai nuclei stabili di circa lo stesso numero di massa atomica. In questo caso il nucleo emette un negatrone (elettrone energetico) e un antineutrino. Un tipico decadimento del negatron è rappresentato da:

dove il negatron è rappresentato da β^- e l'antineutrino by`n Qui il nucleo risultante guadagna un neutrone a spese di un protone ma ancora una volta non cambia il suo numero di massa atomica.

Il decadimento alfa è una reazione a due corpi, quindi le particelle alfa vengono emesse con energie cinetiche discrete. Tuttavia, il decadimento beta è una reazione a tre corpi, quindi le particelle beta vengono emesse su uno spettro di energie. L'energia massima nello spettro dipende dal radionuclide in decadimento. L'energia beta media nello spettro è circa un terzo dell'energia massima (vedi figura 2).

Figura 2. Spettro energetico dei negatroni emessi da ³²P

Le energie beta massime tipiche vanno da 18.6 keV per il trizio (³H) a 1.71 MeV per il fosforo-32 (³²P).

La portata delle particelle beta nell'aria è di circa 3.65 m per MeV di energia cinetica. Per penetrare nell'epidermide sono necessarie particelle beta di almeno 70 keV di energia. Le particelle beta sono radiazioni a basso LET.

Radiazione gamma

La radiazione gamma è la radiazione elettromagnetica emessa da un nucleo quando subisce una transizione da uno stato energetico superiore a uno inferiore. Il numero di protoni e neutroni nel nucleo non cambia in tale transizione. Il nucleo potrebbe essere stato lasciato nello stato di energia superiore a seguito di un precedente decadimento alfa o beta. Cioè, i raggi gamma vengono spesso emessi immediatamente dopo i decadimenti alfa o beta. I raggi gamma possono anche derivare dalla cattura di neutroni e dalla diffusione anelastica di particelle subatomiche da parte dei nuclei. I raggi gamma più energetici sono stati osservati nei raggi cosmici.

La Figura 3 è un'immagine dello schema di decadimento per il cobalto-60 (⁶⁰Co). Mostra una cascata di due raggi gamma emessi in nichel-60 (⁶⁰Ni) con energie di 1.17 MeV e 1.33 MeV dopo il decadimento beta di ⁶⁰Co.

Figura 3. Schema di decadimento radioattivo per ⁶⁰Co

La Figura 4 è un'immagine dello schema di decadimento per il molibdeno-99 (⁹⁹Mo). Si noti che il risultante tecnezio-99 (⁹⁹Il nucleo Tc) ha uno stato eccitato che dura per un tempo eccezionalmente lungo (t_½ = 6 ore). Un tale nucleo eccitato è chiamato an isomero. La maggior parte degli stati nucleari eccitati ha un'emivita compresa tra pochi picosecondi (ps) e 1 microsecondo (μs).

Figura 4. Schema di decadimento radioattivo per ⁹⁹Mo

La figura 5 è un'immagine dello schema di decadimento dell'arsenico-74 (⁷⁴Come). Illustra che alcuni radionuclidi decadono in più di un modo.

Figura 5. Schema di decadimento radioattivo per ⁷⁴Come, illustrando processi concorrenti di emissione di negatroni, emissione di positroni e cattura di elettroni (m₀ è la massa a riposo dell'elettrone)

Mentre le particelle alfa e beta hanno intervalli definiti nella materia, i raggi gamma vengono attenuati in modo esponenziale (ignorando l'accumulo che risulta dalla dispersione all'interno di un materiale) mentre attraversano la materia. Quando l'accumulo può essere ignorato, l'attenuazione dei raggi gamma è data da:

where io(x) è l'intensità dei raggi gamma in funzione della distanza x nel materiale e μ è il coefficiente di attenuazione di massa. Il coefficiente di attenuazione di massa dipende dall'energia dei raggi gamma e dal materiale con cui i raggi gamma interagiscono. I valori del coefficiente di attenuazione di massa sono tabulati in molti riferimenti. La figura 6 mostra l'assorbimento dei raggi gamma nella materia in condizioni di buona geometria (l'accumulo può essere ignorato).

Figura 6. Attenuazione dei raggi gamma a 667 keV in Al e Pb in condizioni di buona geometria (la linea tratteggiata rappresenta l'attenuazione di un fascio di fotoni polienergetico)

L'accumulo si verifica quando un ampio raggio di raggi gamma interagisce con la materia. L'intensità misurata nei punti all'interno del materiale è aumentata rispetto al valore previsto di "buona geometria" (raggio stretto) a causa dei raggi gamma diffusi dai lati del raggio diretto nel dispositivo di misurazione. Il grado di accumulo dipende dalla geometria del raggio, dal materiale e dall'energia dei raggi gamma.

La conversione interna compete con l'emissione gamma quando un nucleo si trasforma da uno stato energetico superiore a uno inferiore. Nella conversione interna, un elettrone orbitale interno viene espulso dall'atomo invece del nucleo che emette un raggio gamma. L'elettrone espulso si ionizza direttamente. Quando gli elettroni orbitali esterni scendono a livelli di energia elettronica inferiori per riempire il posto vacante lasciato dall'elettrone espulso, l'atomo emette raggi x. La probabilità di conversione interna relativa alla probabilità di emissione gamma aumenta con l'aumentare del numero atomico.

Raggi X

I raggi X sono radiazioni elettromagnetiche e, come tali, sono identici ai raggi gamma. La distinzione tra raggi X e raggi gamma è la loro origine. Mentre i raggi gamma hanno origine nel nucleo atomico, i raggi x derivano dalle interazioni degli elettroni. Sebbene i raggi X abbiano spesso energie inferiori rispetto ai raggi gamma, questo non è un criterio per differenziarli. È possibile produrre raggi X con energie molto superiori ai raggi gamma derivanti dal decadimento radioattivo.

La conversione interna, discussa sopra, è un metodo di produzione di raggi X. In questo caso, i raggi x risultanti hanno energie discrete pari alla differenza dei livelli di energia tra i quali transitano gli elettroni orbitali.

Le particelle cariche emettono radiazioni elettromagnetiche ogni volta che vengono accelerate o decelerate. La quantità di radiazione emessa è inversamente proporzionale alla quarta potenza della massa della particella. Di conseguenza, gli elettroni emettono molta più radiazione x rispetto a particelle più pesanti come i protoni, a parità di tutte le altre condizioni. I sistemi a raggi X producono raggi X accelerando gli elettroni attraverso una grande differenza di potenziale elettrico di molti kV o MV. Gli elettroni vengono quindi rapidamente decelerati in un materiale denso e resistente al calore, come il tungsteno (W).

I raggi X emessi da tali sistemi hanno energie distribuite su uno spettro che va da circa zero fino alla massima energia cinetica posseduta dagli elettroni prima della decelerazione. Spesso sovrapposti a questo spettro continuo vi sono raggi X di energia discreta. Sono prodotti quando gli elettroni in decelerazione ionizzano il materiale bersaglio. Mentre altri elettroni orbitali si muovono per riempire i posti vacanti lasciati dopo la ionizzazione, emettono raggi X di energie discrete simili al modo in cui i raggi X vengono emessi dopo la conversione interna. Sono chiamati caratteristica raggi x perché sono caratteristici del materiale bersaglio (anodo). Vedere la figura 7 per un tipico spettro di raggi X. La Figura 8 mostra un tipico tubo a raggi X.

Figura 7. Spettro di raggi X che illustra il contributo dei raggi X caratteristici prodotti quando gli elettroni riempiono i buchi nel guscio K di W (la lunghezza d'onda dei raggi X è inversamente proporzionale alla loro energia)

I raggi X interagiscono con la materia allo stesso modo dei raggi gamma, ma una semplice equazione di attenuazione esponenziale non descrive adeguatamente l'attenuazione dei raggi X con una gamma continua di energie (vedi figura 6). Tuttavia, poiché i raggi X di energia inferiore vengono rimossi più rapidamente dal raggio rispetto ai raggi X di energia più elevata mentre attraversano il materiale, la descrizione dell'attenuazione si avvicina a una funzione esponenziale.

Figura 8. Un tubo a raggi X semplificato con un anodo fisso e un filamento riscaldato

neutroni

Generalmente, i neutroni non vengono emessi come risultato diretto del decadimento radioattivo naturale. Sono prodotti durante le reazioni nucleari. I reattori nucleari producono neutroni nella massima abbondanza, ma anche gli acceleratori di particelle e speciali sorgenti di neutroni, chiamate sorgenti (α, n), possono produrre neutroni.

I reattori nucleari producono neutroni quando i nuclei di uranio (U) nel combustibile nucleare si scindono o si scindono. In effetti, la produzione di neutroni è essenziale per mantenere la fissione nucleare in un reattore.

Gli acceleratori di particelle producono neutroni accelerando particelle cariche, come protoni o elettroni, a energie elevate per bombardare nuclei stabili in un bersaglio. I neutroni sono solo una delle particelle che possono derivare da tali reazioni nucleari. Ad esempio, la seguente reazione produce neutroni in un ciclotrone che sta accelerando gli ioni di deuterio per bombardare un bersaglio di berillio:

Gli emettitori alfa mescolati con il berillio sono sorgenti portatili di neutroni. Queste sorgenti (α, n) producono neutroni attraverso la reazione:

La fonte delle particelle alfa può essere isotopi come il polonio-210 (²¹⁰Po),
plutonio-239 (²³⁹Pu) e americio-241 (²⁴¹Sono).

I neutroni sono generalmente classificati in base alla loro energia, come illustrato nella tabella 1. Questa classificazione è alquanto arbitraria e può variare in contesti diversi.

Tabella 1. Classificazione dei neutroni in base all'energia cinetica

Esistono numerose modalità possibili di interazione dei neutroni con la materia, ma le due modalità principali ai fini della sicurezza dalle radiazioni sono la diffusione elastica e la cattura dei neutroni.

La diffusione elastica è il mezzo mediante il quale i neutroni di energia più elevata vengono ridotti a energie termiche. I neutroni ad alta energia interagiscono principalmente mediante diffusione elastica e generalmente non causano fissione né producono materiale radioattivo mediante cattura di neutroni. Sono i neutroni termici i principali responsabili di questi ultimi tipi di interazione.

Lo scattering elastico si verifica quando un neutrone interagisce con un nucleo e rimbalza con energia ridotta. Il nucleo che interagisce assorbe l'energia cinetica che il neutrone perde. Dopo essere stato eccitato in questo modo, il nucleo cede presto questa energia sotto forma di radiazione gamma.

Quando il neutrone alla fine raggiunge le energie termiche (cosiddette perché il neutrone è in equilibrio termico con il suo ambiente), viene facilmente catturato dalla maggior parte dei nuclei. I neutroni, non avendo carica, non sono respinti dal nucleo caricato positivamente come lo sono i protoni. Quando un neutrone termico si avvicina a un nucleo e rientra nel campo della forza nucleare forte, dell'ordine di pochi fm (fm = 10^-15 metri), il nucleo cattura il neutrone. Il risultato può quindi essere un nucleo radioattivo che emette un fotone o un'altra particella o, nel caso di nuclei fissili come ²³⁵U e ²³⁹Pu, il nucleo di cattura può scindersi in due nuclei più piccoli e più neutroni.

Le leggi della cinematica indicano che i neutroni raggiungeranno le energie termiche più rapidamente se il mezzo di diffusione elastico include un gran numero di nuclei leggeri. Un neutrone che rimbalza su un nucleo leggero perde una percentuale molto maggiore della sua energia cinetica rispetto a quando rimbalza su un nucleo pesante. Per questo motivo, l'acqua e i materiali idrogenati sono il miglior materiale di schermatura per rallentare i neutroni.

Un fascio monoenergetico di neutroni si attenuerà esponenzialmente nella materia, obbedendo a un'equazione simile a quella data sopra per i fotoni. La probabilità che un neutrone interagisca con un dato nucleo è descritta in termini di quantità sezione trasversale. La sezione trasversale ha unità di area. L'unità speciale per la sezione trasversale è la fienile (b), definito da:

È estremamente difficile produrre neutroni senza accompagnare raggi gamma e x. Si può generalmente presumere che se sono presenti i neutroni, lo siano anche i fotoni ad alta energia.

Fonti di radiazioni ionizzanti

Radionuclidi primordiali

I radionuclidi primordiali sono presenti in natura perché la loro emivita è paragonabile all'età della terra. La tabella 2 elenca i più importanti radionuclidi primordiali.

Tabella 2. Radionuclidi primordiali

Gli isotopi di uranio e torio sono a capo di una lunga catena di radioisotopi discendenti che, di conseguenza, sono anch'essi presenti in natura. La Figura 9, AC, illustra le catene di decadimento per ²³²Ns, ²³⁸U e ²³⁵U, rispettivamente. Poiché il decadimento alfa è comune al di sopra del numero di massa atomica 205 e il numero di massa atomica di una particella alfa è 4, ci sono quattro distinte catene di decadimento per i nuclei pesanti. Una di queste catene (vedi figura 9, D), quella per ²³⁷Np, non si trova in natura. Questo perché non contiene un radionuclide primordiale (cioè nessun radionuclide in questa catena ha un tempo di dimezzamento paragonabile all'età della terra).

Figura 9. Serie di decadimento (Z = numero atomico; N = numero di massa atomica)    

 Si noti che gli isotopi del radon (Rn) sono presenti in ogni catena (²¹⁹Rn, ²²⁰Rn e ²²²Rn). Poiché Rn è un gas, una volta prodotto, Rn ha la possibilità di fuoriuscire nell'atmosfera dalla matrice in cui si è formato. Tuttavia, l'emivita di ²¹⁹Rn è troppo breve per consentire a quantità significative di esso di raggiungere una zona di respirazione. L'emivita relativamente breve di ²²⁰Rn di solito lo rende un rischio per la salute minore rispetto a ²²²Rn.

Escludendo Rn, i radionuclidi primordiali esterni al corpo erogano in media una dose efficace annua di circa 0.3 mSv alla popolazione umana. La dose efficace annua effettiva varia ampiamente ed è determinata principalmente dalla concentrazione di uranio e torio nel suolo locale. In alcune parti del mondo in cui le sabbie di monazite sono comuni, la dose effettiva annua per un membro della popolazione raggiunge circa 20 mSv. In altri luoghi, come sugli atolli corallini e vicino alle spiagge, il valore può arrivare fino a 0.03 mSv (vedi figura 9).

Il radon è solitamente considerato separatamente dagli altri radionuclidi terrestri presenti in natura. Si diffonde nell'aria dal suolo. Una volta in aria, Rn decade ulteriormente in isotopi radioattivi di Po, bismuto (Bi) e Pb. Questi radionuclidi discendenti si attaccano alle particelle di polvere che possono essere inspirate e intrappolate nei polmoni. Essendo emettitori alfa, forniscono quasi tutta la loro energia di radiazione ai polmoni. Si stima che la dose equivalente polmonare media annua derivante da tale esposizione sia di circa 20 mSv. Questa dose equivalente polmonare è paragonabile a una dose efficace per tutto il corpo di circa 2 mSv. Chiaramente, Rn e la sua progenie radionuclide sono i contributori più significativi alla dose efficace di radiazione di fondo (vedi figura 9).

Raggi cosmici

La radiazione cosmica comprende particelle energetiche di origine extraterrestre che colpiscono l'atmosfera terrestre (principalmente particelle e principalmente protoni). Include anche particelle secondarie; principalmente fotoni, neutroni e muoni, generati dalle interazioni di particelle primarie con i gas nell'atmosfera.

In virtù di queste interazioni, l'atmosfera funge da scudo contro le radiazioni cosmiche, e più sottile è questo scudo, maggiore è il tasso di dose efficace. Pertanto, il tasso di dose efficace dei raggi cosmici aumenta con l'altitudine. Ad esempio, il tasso di dose a un'altitudine di 1,800 metri è circa il doppio di quello al livello del mare.

Poiché la radiazione cosmica primaria consiste principalmente di particelle cariche, è influenzata dal campo magnetico terrestre. Le persone che vivono a latitudini più elevate ricevono dosi efficaci maggiori di radiazioni cosmiche rispetto a quelle più vicine all'equatore terrestre. La variazione dovuta a questo effetto è dell'ordine
del 10%.

Infine, il tasso di dose efficace dei raggi cosmici varia in base alla modulazione dell'emissione dei raggi cosmici del sole. In media, i raggi cosmici contribuiscono per circa 0.3 mSv alla dose efficace di radiazione di fondo per tutto il corpo.

Radionuclidi cosmogenici

I raggi cosmici producono radionuclidi cosmogenici nell'atmosfera. Il più importante di questi è il trizio (³H), berillio-7 (⁷Be), carbonio-14 (¹⁴C) e sodio-22 (²²N / a). Sono prodotti dai raggi cosmici che interagiscono con i gas atmosferici. I radionuclidi cosmogenici forniscono una dose efficace annuale di circa 0.01 mSv. La maggior parte di questo viene da ¹⁴C.

Ricaduta nucleare

Dagli anni '1940 agli anni '1960 si sono svolti test estesi di armi nucleari in superficie. Questo test ha prodotto grandi quantità di materiali radioattivi e li ha distribuiti nell'ambiente in tutto il mondo come fallout. Anche se gran parte di questi detriti da allora si sono decomposti in isotopi stabili, le piccole quantità che rimangono saranno una fonte di esposizione per molti anni a venire. Inoltre, le nazioni che continuano a testare occasionalmente armi nucleari nell'atmosfera si aggiungono all'inventario mondiale.

I principali contributori di ricaduta alla dose efficace attualmente sono lo stronzio-90 (⁹⁰Sr) e cesio-137 (¹³⁷Cs), entrambi con emivita di circa 30 anni. La dose media annua efficace da fallout è di circa 0.05 mSv.

Materiale radioattivo nel corpo

La deposizione di radionuclidi naturali nel corpo umano deriva principalmente dall'inalazione e dall'ingestione di questi materiali nell'aria, nel cibo e nell'acqua. Tali nuclidi includono radioisotopi di Pb, Po, Bi, Ra, K (potassio), C, H, U e Th. Di questi, ⁴⁰K è il maggior contributore. I radionuclidi presenti in natura depositati nel corpo contribuiscono per circa 0.3 mSv alla dose efficace annuale.

Radiazione prodotta dalla macchina

L'uso dei raggi X nelle arti curative è la più grande fonte di esposizione alle radiazioni prodotte dalle macchine. Milioni di sistemi medici a raggi X sono in uso in tutto il mondo. L'esposizione media a questi sistemi medici a raggi X dipende in gran parte dall'accesso della popolazione alle cure. Nei paesi sviluppati, la dose annua media effettiva delle radiazioni dei raggi X prescritte dal medico e del materiale radioattivo per la diagnosi e la terapia è dell'ordine di 1 mSv.

I raggi X sono un sottoprodotto della maggior parte degli acceleratori di particelle fisiche ad alta energia, in particolare quelli che accelerano elettroni e positroni. Tuttavia, un'adeguata schermatura e precauzioni di sicurezza oltre alla limitata popolazione a rischio rendono questa fonte di esposizione alle radiazioni meno significativa delle fonti di cui sopra.

Radionuclidi prodotti a macchina

Gli acceleratori di particelle possono produrre una grande varietà di radionuclidi in quantità variabili mediante reazioni nucleari. Le particelle accelerate includono protoni, deutoni (²nuclei H), particelle alfa, mesoni carichi, ioni pesanti e così via. I materiali bersaglio possono essere costituiti da quasi tutti gli isotopi.

Gli acceleratori di particelle sono praticamente l'unica fonte di radioisotopi che emettono positroni. (I reattori nucleari tendono a produrre radioisotopi ricchi di neutroni che decadono per emissione di negatroni.) Sono anche sempre più utilizzati per produrre isotopi di breve durata per uso medico, in particolare per la tomografia a emissione di positroni (PET).

Materiali tecnologicamente avanzati e prodotti di consumo

Raggi X e materiali radioattivi compaiono, desiderati e non desiderati, in un gran numero di operazioni moderne. La tabella 3 elenca queste sorgenti di radiazioni.

Tabella 3. Fonti e stime delle dosi efficaci associate alla popolazione da materiali e prodotti di consumo tecnologicamente migliorati

Fonte: NCRP 1987.

Di ritorno

Caratteristiche di progettazione di base degli impianti di radiazione

I pericoli associati alla manipolazione e all'uso delle sorgenti di radiazioni richiedono speciali caratteristiche di progettazione e costruzione che non sono richieste per i laboratori o le aree di lavoro convenzionali. Queste speciali caratteristiche di progettazione sono incorporate in modo che il lavoratore dell'impianto non sia indebitamente ostacolato, garantendo al tempo stesso che non sia esposto a indebiti rischi di radiazioni esterne o interne.

L'accesso a tutte le aree in cui potrebbe verificarsi l'esposizione a sorgenti di radiazioni o materiali radioattivi deve essere controllato non solo per quanto riguarda i lavoratori della struttura che possono essere autorizzati ad accedere a tali aree di lavoro, ma anche per quanto riguarda il tipo di abbigliamento o equipaggiamento protettivo che dovrebbero usura e le precauzioni che dovrebbero prendere nelle aree controllate. Nella somministrazione di tali misure di controllo, aiuta a classificare le aree di lavoro per radiazioni in base alla presenza di radiazioni ionizzanti, alla presenza di contaminazione radioattiva o entrambe. L'introduzione di tali concetti di classificazione dell'area di lavoro nelle prime fasi di progettazione farà sì che la struttura abbia tutte le caratteristiche necessarie per rendere meno pericolose le operazioni con sorgenti di radiazioni.

Classificazione delle aree di lavoro e tipologie di laboratorio

La base per la classificazione dell'area di lavoro è il raggruppamento dei radionuclidi in base alla relativa radiotossicità per unità di attività. Il gruppo I dovrebbe essere classificato come radionuclidi a tossicità molto elevata, il gruppo II come radionuclidi a tossicità da moderata ad alta, il gruppo III come radionuclidi a tossicità moderata e il gruppo IV come radionuclidi a bassa tossicità. La tabella 1 mostra la classificazione del gruppo di tossicità di molti radionuclidi.

Tabella 1. Radionuclidi classificati in base alla radiotossicità relativa per unità di attività

(AIEA 1973)

Si possono prevedere tre grandi tipologie di laboratori sulla base di considerazioni di radiotossicità, delle quantità o quantità di materiali radioattivi che saranno manipolati nell'area di lavoro e del tipo di operazioni coinvolte.

La tabella 2 descrive i laboratori per tipo e fornisce esempi per ogni tipo. La tabella 3 mostra le tipologie di laboratori insieme alla classificazione dell'area di lavoro e al controllo degli accessi (IAEA 1973).

Tabella 2. Classificazione delle aree di lavoro

(ICRP 1977, AIEA 1973)

Tabella 3. Classificazione dei laboratori per la manipolazione di materiali radioattivi

(ICRP 1977, AIEA 1973)

I rischi legati al lavoro con materiale radioattivo dipendono non solo dal livello di radiotossicità o tossicità chimica e dall'attività dei radionuclidi, ma anche dalla forma fisica e chimica del materiale radioattivo e dalla natura e dalla complessità dell'operazione o procedura eseguita.

Ubicazione di un impianto di radiazioni in un edificio

Quando un impianto di radiazioni fa parte di un grande edificio, quando si decide l'ubicazione di tale impianto si dovrebbe tenere presente quanto segue:

• L'impianto di radiazione dovrebbe essere situato in una parte relativamente poco frequentata dell'edificio, in modo che l'accesso all'area possa essere facilmente controllato.
• Il potenziale di incendi dovrebbe essere minimo nell'area prescelta.
• L'ubicazione dell'impianto di radiazione e il riscaldamento e la ventilazione forniti dovrebbero essere tali che le possibilità di diffusione della contaminazione radioattiva sia superficiale che aerea siano minime.
• L'ubicazione dell'impianto di radiazione dovrebbe essere scelta con giudizio, in modo che con una spesa minima per la schermatura, i livelli di radiazione possano essere efficacemente mantenuti entro limiti stabiliti nelle immediate vicinanze.

Pianificazione degli impianti di radiazione

Dove è prevista una gradazione dei livelli di attività, il laboratorio dovrebbe essere posizionato in modo che l'accesso alle aree dove esistono livelli elevati di radiazioni o di contaminazione radioattiva sia graduale; cioè si entra prima in un'area senza radiazioni, poi in un'area a bassa attività, poi in un'area a media attività e così via.

La necessità di un controllo elaborato della ventilazione nei piccoli laboratori può essere evitata mediante l'uso di cappe o scatole a guanti per la manipolazione di sorgenti non sigillate di materiale radioattivo. Tuttavia, il sistema di ventilazione dovrebbe essere progettato per consentire il flusso d'aria in una direzione tale che qualsiasi materiale radioattivo che si disperde nell'aria possa fluire lontano dal lavoratore radiante. Il flusso d'aria dovrebbe sempre provenire da un'area non contaminata verso un'area contaminata o potenzialmente contaminata.

Per la manipolazione di sorgenti non sigillate di radioattività da bassa a media, la velocità media dell'aria attraverso l'apertura nella cappa deve essere di circa 0.5 ms^-1. Per radioattività altamente radiotossica o di alto livello, la velocità dell'aria attraverso l'apertura dovrebbe essere aumentata a una media di 0.6 a
ms 1.0^-1. Tuttavia, velocità dell'aria eccessivamente elevate possono estrarre materiali radioattivi dai contenitori aperti e contaminare l'intera area della cappa.

Il posizionamento della cappa in laboratorio è importante rispetto alle bozze incrociate. In generale, una cappa dovrebbe essere posizionata ben lontana dalle porte dove deve entrare l'aria di mandata o di reintegro. I ventilatori a doppia velocità consentiranno il funzionamento a una velocità dell'aria maggiore mentre la cappa è in uso e una velocità inferiore quando è chiusa.

Lo scopo di qualsiasi sistema di ventilazione dovrebbe essere quello di:

• fornire condizioni di lavoro confortevoli
• fornire ricambi d'aria continui (da tre a cinque cambi all'ora) allo scopo di rimuovere e diluire i contaminanti atmosferici indesiderati
• minimizzare la contaminazione di altre aree dell'edificio e dell'ambiente.

Nella progettazione degli impianti di radiazione, i pesanti requisiti di schermatura possono essere ridotti al minimo mediante l'adozione di alcuni semplici accorgimenti. Ad esempio, per radioterapia, acceleratori, generatori di neutroni o sorgenti di radiazioni panoramiche, un labirinto può ridurre la necessità di una pesante porta rivestita di piombo. La rastremazione della barriera protettiva primaria in aree che non si trovano direttamente nella trave utile o l'ubicazione della struttura parzialmente o completamente interrata può ridurre significativamente la quantità di schermatura richiesta.

Particolare attenzione deve essere prestata al corretto posizionamento delle finestre di visualizzazione, dei cavi delle condutture sotterranee e dei deflettori del sistema di ventilazione. La finestra di visualizzazione dovrebbe intercettare solo la radiazione diffusa. Ancora meglio è un televisore a circuito chiuso, che può anche migliorare l'efficienza.

Finiture superficiali all'interno di un'area di lavoro

Tutte le superfici grezze, come intonaco, cemento, legno e così via, devono essere sigillate in modo permanente con un materiale idoneo. La scelta del materiale deve essere effettuata tenendo presenti le seguenti considerazioni:

• la fornitura di una superficie liscia e chimicamente inerte
• le condizioni ambientali di temperatura, umidità e usura meccanica a cui le superfici possono essere esposte
• compatibilità con i campi di radiazione a cui è esposta la superficie
• la necessità di facilità di riparazione in caso di danni.

Pitture, vernici e lacche ordinarie non sono raccomandate per coprire le superfici soggette a usura. L'applicazione di un materiale di superficie che può essere facilmente rimosso può essere utile se si verifica contaminazione ed è necessaria la decontaminazione. Tuttavia, la rimozione di tali materiali a volte può essere difficile e disordinata.

Oggetti per idraulica

Lavandini, lavabi e scarichi a pavimento devono essere opportunamente contrassegnati. I lavabi dove possono essere lavate le mani contaminate dovrebbero avere rubinetti azionati a ginocchio o a pedale. Può essere economico ridurre la manutenzione utilizzando tubazioni che possono essere facilmente decontaminate o sostituite se necessario. In alcuni casi può essere consigliabile installare serbatoi interrati di contenimento o stoccaggio per controllare lo smaltimento di materiali radioattivi liquidi.

Progettazione di schermatura dalle radiazioni

La schermatura è importante per ridurre l'esposizione alle radiazioni dei lavoratori della struttura e dei membri del pubblico in generale. I requisiti di schermatura dipendono da una serie di fattori, tra cui il tempo in cui i lavoratori delle radiazioni oi membri del pubblico sono esposti alle sorgenti di radiazioni e il tipo e l'energia delle sorgenti di radiazioni e dei campi di radiazioni.

Nella progettazione di schermi contro le radiazioni, il materiale schermante dovrebbe essere posizionato vicino alla sorgente di radiazioni, se possibile. Considerazioni sulla schermatura separate devono essere fatte per ogni tipo di radiazione interessata.

La progettazione della schermatura può essere un compito complesso. Ad esempio, l'uso di computer per modellare schermature per acceleratori, reattori e altre sorgenti di radiazioni di alto livello esula dallo scopo di questo articolo. Esperti qualificati dovrebbero sempre essere consultati per progetti di schermatura complessi.

Schermatura della sorgente gamma

L'attenuazione della radiazione gamma è qualitativamente diversa da quella della radiazione alfa o beta. Entrambi questi tipi di radiazione hanno una portata definita nella materia e sono completamente assorbiti. La radiazione gamma, invece, può essere ridotta di intensità da assorbitori sempre più spessi ma non può essere assorbita completamente. Se l'attenuazione dei raggi gamma monoenergetici viene misurata in condizioni di buona geometria (ovvero, la radiazione è ben collimata in un raggio stretto) i dati di intensità, quando tracciati su un grafico semilogaritmico in funzione dello spessore dell'assorbitore, giacciono su una linea retta con la pendenza pari all'attenuazione
coefficiente, μ.

L'intensità o la velocità di dose assorbita trasmessa attraverso un assorbitore può essere calcolata come segue:

I_(T) = I₍₀₎e^{- μ t}

where I(t) è l'intensità dei raggi gamma o la velocità di dose assorbita trasmessa attraverso un assorbitore di spessore t.

Le unità di μ e t sono reciproci tra loro. Se lo spessore dell'assorbitore t è misurato in cm, quindi μ è il coefficiente di attenuazione lineare e ha unità di cm^-1. Se t ha unità di densità areale (g/cm²), allora μ è il coefficiente di attenuazione di massa μ_m ed ha unità di cm²/G.

Come approssimazione di primo ordine utilizzando la densità areale, tutti i materiali hanno all'incirca le stesse proprietà di attenuazione dei fotoni per i fotoni con energie comprese tra circa 0.75 e 5.0 MeV (mega-elettronvolt). All'interno di questo intervallo di energia, le proprietà di schermatura gamma sono approssimativamente proporzionali alla densità del materiale schermante. Per energie fotoniche inferiori o superiori, assorbitori di numero atomico superiore forniscono una schermatura più efficace di quelli di numero atomico inferiore, per una data densità areale.

In condizioni di scarsa geometria (ad esempio, per un fascio largo o per uno schermo spesso), l'equazione di cui sopra sottostimerà significativamente lo spessore dello schermo richiesto perché assume che ogni fotone che interagisce con lo schermo sarà rimosso dal raggio e non sarà rilevato. Un numero significativo di fotoni può essere disperso dallo schermo nel rivelatore, oppure i fotoni che erano stati dispersi fuori dal raggio possono essere dispersi nuovamente in esso dopo una seconda interazione.

Uno spessore dello schermo per condizioni di scarsa geometria può essere stimato attraverso l'uso del fattore di accumulo B che può essere stimato come segue:

I_(T) = I₍₀₎Be^{- μ t}

Il fattore di accumulo è sempre maggiore di uno e può essere definito come il rapporto tra l'intensità della radiazione fotonica, comprendente sia la radiazione primaria che quella diffusa, in qualsiasi punto del fascio, e l'intensità del fascio primario solo a quel punto. Il fattore di accumulo può essere applicato al flusso di radiazioni o alla velocità di dose assorbita.

I fattori di accumulo sono stati calcolati per varie energie di fotoni e vari assorbitori. Molti grafici o tabelle danno lo spessore dello scudo in termini di lunghezze di rilassamento. Una lunghezza di rilassamento è lo spessore di uno schermo che attenuerà un raggio stretto a 1/e (circa il 37%) della sua intensità originale. Una lunghezza di rilassamento, quindi, è numericamente uguale al reciproco del coefficiente di attenuazione lineare (ovvero 1/μ).

Lo spessore di un assorbitore che, quando introdotto nel fascio di fotoni primario, riduce della metà la velocità di dose assorbita è chiamato strato di mezzo valore (HVL) o spessore di mezzo valore (HVT). L'HVL può essere calcolato come segue:

HVL = ln2 /μ

Lo spessore dello schermo fotonico richiesto può essere stimato ipotizzando un raggio stretto o una buona geometria durante il calcolo della schermatura richiesta, e quindi aumentando il valore così trovato di un HVL per tenere conto dell'accumulo.

Lo spessore di un assorbitore che, quando introdotto nel fascio di fotoni primario, riduce di un decimo il rateo di dose assorbito è lo strato di valore decimo (TVL). Un TVL è pari a circa 3.32 HVL, poiché:

ln10 / ln2 ≈ 3.32

I valori sia per TVL che per HVL sono stati tabulati per varie energie fotoniche e diversi materiali di schermatura comuni (ad esempio, piombo, acciaio e cemento) (Schaeffer 1973).

L'intensità o il tasso di dose assorbita per una sorgente puntiforme obbedisce alla legge dell'inverso del quadrato e può essere calcolata come segue:

where I_i è l'intensità del fotone o la velocità di dose assorbita a distanza d_i dalla fonte.

Schermatura di apparecchiature radiologiche mediche e non mediche

La schermatura per le apparecchiature a raggi X è considerata nelle due categorie, schermatura della sorgente e schermatura strutturale. La schermatura della sorgente è generalmente fornita dal produttore dell'alloggiamento del tubo radiogeno.

Le norme di sicurezza specificano un tipo di alloggiamento del tubo protettivo per le strutture a raggi X diagnostiche mediche e un altro tipo per le strutture a raggi X terapeutiche mediche. Per le apparecchiature a raggi X non medicali, l'alloggiamento del tubo e altre parti dell'apparato a raggi X, come il trasformatore, sono schermati per ridurre la radiazione di raggi X di dispersione a livelli accettabili.

Tutte le macchine a raggi X, sia mediche che non mediche, hanno alloggiamenti protettivi per tubi progettati per limitare la quantità di radiazioni di dispersione. Per radiazione di dispersione, come utilizzato in queste specifiche per gli alloggiamenti dei tubi, si intendono tutte le radiazioni provenienti dall'alloggiamento dei tubi ad eccezione del raggio utile.

La schermatura strutturale per un impianto a raggi X fornisce protezione dal raggio di raggi X utile o primario, dalla radiazione di dispersione e dalla radiazione diffusa. Racchiude sia l'apparecchiatura a raggi X che l'oggetto da irradiare.

La quantità di radiazione di dispersione dipende dalla dimensione del campo di raggi X, dall'energia del raggio utile, dal numero atomico effettivo del mezzo di diffusione e dall'angolo tra il raggio utile in arrivo e la direzione di diffusione.

Un parametro chiave di progettazione è il carico di lavoro della struttura (W):

where W è il carico di lavoro settimanale, generalmente espresso in mA-min alla settimana; E è la corrente del tubo moltiplicata per il tempo di esposizione per visione, generalmente espresso in mA s; N_v è il numero di visualizzazioni per paziente o oggetto irradiato; N_p è il numero di pazienti o oggetti per settimana e k è un fattore di conversione (1 min diviso 60 s).

Un altro parametro chiave della progettazione è il fattore di utilizzo U_n per parete (o pavimento o soffitto) n. Il muro può proteggere qualsiasi area occupata come una sala di controllo, un ufficio o una sala d'attesa. Il fattore di utilizzo è dato da:

dove, N_{v, n} è il numero di viste per le quali il raggio di raggi X primario è diretto verso la parete n.

I requisiti di schermatura strutturale per un determinato impianto a raggi X sono determinati da quanto segue:

• il potenziale massimo del tubo, in kilovolt-picco (kVp), al quale viene fatto funzionare il tubo a raggi X
• la corrente massima del raggio, in mA, alla quale viene azionato il sistema a raggi X
• il carico di lavoro (W), che è una misura, in opportune unità (solitamente mA-min per settimana), della quantità di utilizzo del sistema a raggi x
• il fattore di utilizzo (U), che è la frazione del carico di lavoro durante il quale il raggio utile è puntato nella direzione di interesse
• il fattore di occupazione (T), che è il fattore per il quale il carico di lavoro dovrebbe essere moltiplicato per correggere il grado o il tipo di occupazione dell'area da proteggere
• il tasso equivalente di dose massimo consentito (P) a una persona per le aree controllate e non (i limiti tipici di dose assorbita sono 1 mGy per un'area controllata in una settimana e 0.1 mGy per un'area non controllata in una settimana)
• tipo di materiale schermante (ad esempio piombo o cemento)
• la distanza (d) dalla sorgente alla posizione da proteggere.

Con queste considerazioni incluse, il valore del rapporto del fascio primario o fattore di trasmissione K in mGy per mA-min ad un metro è dato da:

La schermatura dell'impianto radiografico deve essere realizzata in modo tale che la protezione non sia pregiudicata dalle giunture; da aperture per condotti, tubi e quant'altro, che attraversano le barriere; oppure da canaline, cassette di servizio e quant'altro, annegate nelle barriere. La schermatura dovrebbe coprire non solo il retro delle scatole di servizio, ma anche i lati, o essere sufficientemente estesa per offrire una protezione equivalente. I condotti che passano attraverso le barriere dovrebbero avere curve sufficienti per ridurre la radiazione al livello richiesto. Le finestre di osservazione devono avere una schermatura equivalente a quella richiesta per la partizione (barriera) o la porta in cui sono ubicate.

Le strutture di radioterapia possono richiedere interblocchi delle porte, spie luminose, televisione a circuito chiuso o mezzi per la comunicazione udibile (ad es. voce o cicalino) e visiva tra chiunque possa trovarsi nella struttura e l'operatore.

Le barriere protettive sono di due tipi:

1. barriere protettive primarie, sufficienti ad attenuare il raggio primario (utile) al livello richiesto
2. barriere protettive secondarie, sufficienti ad attenuare perdite, radiazioni disperse e vaganti al livello richiesto.

Per progettare la barriera protettiva secondaria, calcolare separatamente lo spessore richiesto per proteggere da ciascun componente. Se gli spessori richiesti sono all'incirca gli stessi, aggiungere un HVL aggiuntivo allo spessore massimo calcolato. Se la differenza maggiore tra gli spessori calcolati è di un TVL o più, sarà sufficiente il più spesso dei valori calcolati.

L'intensità della radiazione diffusa dipende dall'angolo di diffusione, dall'energia del raggio utile, dalle dimensioni del campo o dall'area di diffusione e dalla composizione del soggetto.

Durante la progettazione di barriere protettive secondarie, vengono fatte le seguenti ipotesi conservative semplificative:

1. Quando i raggi x sono prodotti a 500 kV o meno, l'energia della radiazione diffusa è uguale all'energia del raggio utile.
2. Dopo essere stati diffusi, lo spettro di energia dei raggi X per fasci generati a tensioni superiori a 500 kV viene degradato a quello di un fascio di 500 kV e il tasso di dose assorbita a 1 m e 90 gradi dallo scatterer è lo 0.1% di quello nel raggio utile nel punto di dispersione.

La relazione di trasmissione per la radiazione diffusa è scritta in termini del fattore di trasmissione della diffusione (K_μx) con unità di mGy•m² (mA-min)^-1:

where P è la massima dose settimanale assorbita (in mGy), d_scat è la distanza dal bersaglio del tubo a raggi X e dall'oggetto (paziente), d_asciutto è la distanza dal diffusore (oggetto) al punto di interesse che le barriere secondarie dovrebbero schermare, a è il rapporto tra radiazione diffusa e radiazione incidente, f è la dimensione effettiva del campo di diffusione (in cm²), E F è un fattore che tiene conto del fatto che l'emissione di raggi x aumenta con la tensione. Valori minori di K_µx richiedono scudi più spessi.

Il fattore di attenuazione delle perdite B_LX per i sistemi diagnostici a raggi X è calcolato come segue:

where d è la distanza dal bersaglio del tubo al punto di interesse e I è la corrente del tubo in mA.

La relazione di attenuazione della barriera per i sistemi a raggi X terapeutici funzionanti a 500 kV o meno è data da:

Per i tubi radiogeni terapeutici funzionanti a potenziali superiori a 500 kV, la perdita è solitamente limitata allo 0.1% dell'intensità del fascio utile a 1 m. Il fattore di attenuazione in questo caso è:

where X_n è la velocità di dose assorbita (in mGy/h) a 1 m da un tubo a raggi X terapeutico azionato con una corrente del tubo di 1 mA.

Il numero n di HVL necessari per ottenere l'attenuazione desiderata B_LX si ottiene dalla relazione:

or

Schermatura delle particelle beta

Due fattori devono essere considerati quando si progetta uno scudo per un emettitore beta ad alta energia. Sono le stesse particelle beta e le bremsstrahlung prodotto dalle particelle beta assorbite nella sorgente e nello scudo. bremsstrahlung è costituito da fotoni di raggi X prodotti quando particelle cariche ad alta velocità subiscono una rapida decelerazione.

Pertanto, uno scudo beta è spesso costituito da una sostanza di basso numero atomico (per minimizzare bremsstrahlung produzione) che è abbastanza spessa da fermare tutte le particelle beta. Questo è seguito da un materiale di alto numero atomico che è abbastanza spesso da attenuarsi bremsstrahlung ad un livello accettabile. (Invertendo l'ordine degli scudi aumenta bremsstrahlung produzione nel primo schermo ad un livello così alto che il secondo schermo può fornire una protezione inadeguata.)

Ai fini della stima bremsstrahlung pericolo, si può usare la seguente relazione:

where f è la frazione dell'energia beta incidente convertita in fotoni, Z è il numero atomico dell'assorbitore, e E_β è l'energia massima dello spettro delle particelle beta in MeV. Per garantire una protezione adeguata, si presume normalmente che tutti bremsstrahlung i fotoni sono di massima energia.

I bremsstrahlung flusso F a distanza d dalla fonte beta può essere stimato come segue:

`E_β è l'energia media delle particelle beta e può essere stimata da:

La gamma R_β di particelle beta in unità di densità areale (mg/cm²) può essere stimato come segue per particelle beta con energie comprese tra 0.01 e 2.5 MeV:

where R_β è in mg/cm² ed E_β è in MeV.

Nel E_β>2.5 MeV, la gamma di particelle beta R_β può essere stimato come segue:

where R_β è in mg/cm² ed E_β è in MeV.

Schermatura delle particelle alfa

Le particelle alfa sono il tipo di radiazione ionizzante meno penetrante. A causa della natura casuale delle sue interazioni, l'intervallo di una singola particella alfa varia tra i valori nominali come indicato nella figura 1. L'intervallo nel caso delle particelle alfa può essere espresso in diversi modi: per intervallo minimo, medio, estrapolato o massimo . L'intervallo medio è il più accuratamente determinabile, corrisponde all'intervallo della particella alfa "media" e viene utilizzato più spesso.

Figura 1. Tipica distribuzione dell'intervallo delle particelle alfa

L'aria è il mezzo assorbente più comunemente usato per specificare la relazione intervallo-energia delle particelle alfa. Per l'energia alfa E_α meno di circa 4 MeV, R_α in aria è approssimativamente data da:

where R_α è in cm, E_α in MeV.

Nel E_α tra 4 e 8 MeV, R_α in aria è dato approssimativamente da:

where R_α è in cm, E_α in MeV.

La gamma di particelle alfa in qualsiasi altro mezzo può essere stimata dalla seguente relazione:

R_α (in altro terreno; mg/cm²) » 0.56 A^1/3 R_α (in aria; cm) dove A è il numero atomico del mezzo.

Schermatura dei neutroni

Come regola generale per la schermatura dei neutroni, l'equilibrio energetico dei neutroni viene raggiunto e quindi rimane costante dopo una o due lunghezze di rilassamento del materiale schermante. Pertanto, per schermi più spessi di alcune lunghezze di rilassamento, la dose equivalente all'esterno della schermatura in cemento o ferro sarà attenuata con lunghezze di rilassamento di 120 g/cm² o 145 g / cm², Rispettivamente.

La perdita di energia dei neutroni per diffusione elastica richiede uno scudo idrogeno per massimizzare il trasferimento di energia quando i neutroni vengono moderati o rallentati. Per energie dei neutroni superiori a 10 MeV, i processi anelastici sono efficaci nell'attenuazione dei neutroni.

Come per i reattori nucleari, gli acceleratori ad alta energia richiedono una schermatura pesante per proteggere i lavoratori. La maggior parte degli equivalenti di dose per i lavoratori deriva dall'esposizione a materiale radioattivo attivato durante le operazioni di manutenzione. I prodotti di attivazione sono realizzati nei componenti e nei sistemi di supporto dell'acceleratore.

Monitoraggio dell'ambiente di lavoro

È necessario trattare separatamente la progettazione di programmi di monitoraggio di routine e operativi per l'ambiente di lavoro. Programmi speciali di monitoraggio saranno concepiti per raggiungere obiettivi specifici. Non è auspicabile progettare programmi in termini generali.

Monitoraggio di routine per le radiazioni esterne

Una parte importante nella preparazione di un programma per il monitoraggio di routine delle radiazioni esterne sul posto di lavoro è condurre un'indagine completa quando una nuova sorgente di radiazioni o una nuova struttura viene messa in servizio, o quando sono state apportate o potrebbero essere state apportate modifiche sostanziali realizzato in un impianto esistente.

La frequenza del monitoraggio di routine è determinata dalla considerazione dei cambiamenti previsti nell'ambiente di radiazione. Se le modifiche ai dispositivi di protezione o le alterazioni dei processi condotti sul posto di lavoro sono minime o non sostanziali, raramente è richiesto il monitoraggio di routine delle radiazioni sul posto di lavoro ai fini della revisione. Se i campi di radiazione sono soggetti ad aumentare rapidamente e in modo imprevedibile fino a livelli potenzialmente pericolosi, è necessario un sistema di monitoraggio e allarme delle radiazioni nell'area.

Monitoraggio operativo per radiazioni esterne

La progettazione di un programma di monitoraggio operativo dipende in gran parte dal fatto che le operazioni da condurre influenzino i campi di radiazione o se i campi di radiazione rimarranno sostanzialmente costanti durante le normali operazioni. La progettazione dettagliata di tale indagine dipende in modo critico dalla forma dell'operazione e dalle condizioni in cui si svolge.

Monitoraggio di routine per la contaminazione della superficie

Il metodo convenzionale di monitoraggio di routine per la contaminazione superficiale consiste nel monitorare una frazione rappresentativa delle superfici in un'area con una frequenza dettata dall'esperienza. Se le operazioni sono tali da rendere probabile una notevole contaminazione della superficie e tali che i lavoratori potrebbero trasportare quantità significative di materiale radioattivo fuori dall'area di lavoro in un unico evento, il monitoraggio di routine dovrebbe essere integrato dall'uso di monitor della contaminazione del portale.

Monitoraggio operativo per contaminazione superficiale

Una forma di monitoraggio operativo è il rilevamento della contaminazione degli articoli quando lasciano un'area radiologicamente controllata. Questo monitoraggio deve includere mani e piedi dei lavoratori.

Gli obiettivi principali di un programma di monitoraggio della contaminazione superficiale sono:

• per aiutare a prevenire la diffusione della contaminazione radioattiva
• per rilevare fallimenti di contenimento o scostamenti dalle buone procedure operative
• limitare la contaminazione superficiale a livelli ai quali gli standard generali di buona pulizia sono adeguati per mantenere le esposizioni alle radiazioni al livello più basso ragionevolmente possibile ed evitare esposizioni eccessive causate dalla contaminazione di indumenti e pelle
• fornire informazioni per la progettazione di programmi ottimizzati per le persone, per il monitoraggio dell'aria e per la definizione di procedure operative.

Monitoraggio della contaminazione aerea

Il monitoraggio dei materiali radioattivi trasportati dall'aria è importante perché l'inalazione è di solito la via più importante di assunzione di tale materiale da parte dei lavoratori delle radiazioni.

Il monitoraggio del luogo di lavoro per la contaminazione aerea sarà necessario su base routinaria nelle seguenti circostanze:

• quando i materiali gassosi o volatili vengono movimentati in quantità
• quando la manipolazione di qualsiasi materiale radioattivo in tali operazioni comporta una contaminazione frequente e sostanziale del luogo di lavoro
• durante la lavorazione di materiali radioattivi da moderatamente ad altamente tossici
• durante la manipolazione di radionuclidi terapeutici non sigillati negli ospedali
• durante l'uso di celle calde, reattori e gruppi critici.

Quando è richiesto un programma di monitoraggio dell'aria, esso deve:

• essere in grado di valutare il probabile limite superiore dell'inalazione di materiale radioattivo da parte dei lavoratori delle radiazioni
• essere in grado di attirare l'attenzione sulla contaminazione aerea inaspettata in modo che i lavoratori delle radiazioni possano essere protetti e misure correttive istituite
• fornire informazioni per la pianificazione di programmi di monitoraggio individuale per la contaminazione interna.

La forma più comune di monitoraggio per la contaminazione aerea è l'uso di campionatori d'aria in una serie di luoghi selezionati selezionati per essere ragionevolmente rappresentativi delle zone di respirazione dei lavoratori delle radiazioni. Potrebbe essere necessario fare in modo che i campioni rappresentino in modo più accurato le zone di respirazione utilizzando campionatori d'aria personali o da bavero.

Rilevamento e misurazione di radiazioni e contaminazione radioattiva

Il monitoraggio o il rilevamento mediante salviette e indagini strumentali su piani di lavoro, pavimenti, indumenti, pelle e altre superfici sono nella migliore delle ipotesi procedure qualitative. È difficile renderli altamente quantitativi. Gli strumenti utilizzati di solito rilevano i tipi piuttosto che i dispositivi di misurazione. Poiché la quantità di radioattività coinvolta è spesso piccola, la sensibilità degli strumenti dovrebbe essere elevata.

Il requisito per la portabilità dei rilevatori di contaminazione dipende dagli usi previsti. Se lo strumento è destinato al monitoraggio generico delle superfici di laboratorio, è preferibile uno strumento portatile. Se lo strumento è destinato a un uso specifico in cui l'elemento da monitorare può essere portato nello strumento, la portabilità non è necessaria. I monitor per indumenti e i monitor per mani e scarpe generalmente non sono portatili.

Gli strumenti e i monitor a frequenza di conteggio di solito incorporano letture dei contatori e uscite uditive o jack per auricolari. La tabella 4 identifica gli strumenti che possono essere utilizzati per il rilevamento di contaminanti radioattiviione.+

Tabella 4. Strumenti per il rilevamento della contaminazione

¹ cpm = conteggi al minuto.
² Pochi monitor di superficie sono adatti per rilevare il trizio (³H). I test di strofinamento contati da dispositivi a scintillazione liquida sono appropriati per rilevare la contaminazione da trizio.
³ GM = contatore Geiger-Muller.

Rivelatori di contaminazione alfa

La sensibilità di un rivelatore alfa è determinata dall'area della finestra e dallo spessore della finestra. Generalmente l'area della finestra è di 50 cm² o superiore con una densità areale della finestra di 1 mg/cm² o meno. I monitor di contaminazione alfa dovrebbero essere insensibili alle radiazioni beta e gamma per ridurre al minimo l'interferenza di fondo. Ciò viene generalmente ottenuto mediante discriminazione dell'altezza dell'impulso nel circuito di conteggio.

I monitor alfa portatili possono essere contatori proporzionali di gas o contatori a scintillazione al solfuro di zinco.

Rilevatori di contaminazione beta

Beta monitor portatili di diversi tipi possono essere utilizzati per il rilevamento della contaminazione da particelle beta. I contatori Geiger-Mueller (GM) generalmente richiedono una finestra sottile (densità areale compresa tra 1 e 40 mg/cm²). I contatori a scintillazione (antracene o plastica) sono molto sensibili alle particelle beta e relativamente insensibili ai fotoni. I contatori beta portatili generalmente non possono essere utilizzati per monitorare il trizio (³H) contaminazione perché l'energia delle particelle beta del trizio è molto bassa.

Tutti gli strumenti utilizzati per il monitoraggio della contaminazione beta rispondono anche alle radiazioni di fondo. Questo deve essere preso in considerazione quando si interpretano le letture dello strumento.

Quando esistono elevati livelli di radiazione di fondo, i contatori portatili per il monitoraggio della contaminazione hanno un valore limitato, poiché non indicano piccoli aumenti nei tassi di conteggio inizialmente elevati. In queste condizioni si consigliano test di striscio o strofinamento.

Rivelatori di contaminazione gamma

Poiché la maggior parte degli emettitori gamma emette anche particelle beta, la maggior parte dei monitor di contaminazione rileverà sia le radiazioni beta che quelle gamma. La pratica abituale è quella di utilizzare un rivelatore sensibile a entrambi i tipi di radiazione per avere una maggiore sensibilità, poiché l'efficienza di rilevamento è solitamente maggiore per le particelle beta che per i raggi gamma. Gli scintillatori plastici oi cristalli di ioduro di sodio (NaI) sono più sensibili ai fotoni rispetto ai contatori GM e sono quindi consigliati per rilevare i raggi gamma.

Campionatori d'aria e monitor

Il particolato può essere campionato con i seguenti metodi: sedimentazione, filtrazione, impatto e precipitazione elettrostatica o termica. Tuttavia, la contaminazione da particolato nell'aria è generalmente monitorata mediante filtrazione (pompando aria attraverso il mezzo filtrante e misurando la radioattività sul filtro). Le portate di campionamento generalmente sono superiori a 0.03 m³/min. Tuttavia, le portate di campionamento della maggior parte dei laboratori non sono superiori a 0.3 m³/min. Tipi specifici di campionatori d'aria includono campionatori "a presa" e monitor d'aria continui (CAM). I CAM sono disponibili con carta filtro fissa o mobile. Un CAM dovrebbe includere un allarme poiché la sua funzione principale è quella di avvisare dei cambiamenti nella contaminazione aerea.

Poiché le particelle alfa hanno una portata molto breve, per la misurazione della contaminazione da particelle alfa è necessario utilizzare filtri a caricamento superficiale (ad esempio filtri a membrana). Il campione raccolto deve essere sottile. Il tempo che intercorre tra la raccolta e la misurazione deve essere considerato per consentire il decadimento della progenie del radon (Rn).

Iodio radioattivo come ¹²³I, ¹²⁵Io e ¹³¹I possono essere rilevati con carta da filtro (in particolare se la carta è caricata con carbone o nitrato d'argento) perché parte dello iodio si depositerà sulla carta da filtro. Tuttavia, le misurazioni quantitative richiedono carbone attivo o trappole o contenitori di zeolite d'argento per fornire un assorbimento efficiente.

L'acqua triziata e il gas trizio sono le forme primarie di contaminazione da trizio. Sebbene l'acqua triziata abbia una certa affinità con la maggior parte delle carte da filtro, le tecniche della carta da filtro non sono molto efficaci per il campionamento dell'acqua triziata. I metodi di misurazione più sensibili e accurati comportano l'assorbimento di condensa di vapore acqueo triziato. Il trizio nell'aria (ad esempio come idrogeno, idrocarburi o vapore acqueo) può essere misurato efficacemente con le camere di Kanne (camere di ionizzazione a flusso continuo). L'assorbimento del vapore acqueo triziato da un campione d'aria può essere ottenuto facendo passare il campione attraverso una trappola contenente un setaccio molecolare di gel di silice o facendo gorgogliare il campione attraverso acqua distillata.

A seconda dell'operazione o del processo, potrebbe essere necessario monitorare i gas radioattivi. Questo può essere ottenuto con le camere Kanne. I dispositivi più comunemente utilizzati per il campionamento per assorbimento sono gli scrubber e gli impingers a griglia. Molti gas possono anche essere raccolti raffreddando l'aria al di sotto del punto di congelamento del gas e raccogliendo la condensa. Questo metodo di raccolta è più spesso utilizzato per l'ossido di trizio e i gas nobili.

Esistono diversi modi per ottenere campioni prelevati. Il metodo selezionato deve essere appropriato per il gas da campionare e per il metodo di analisi o misurazione richiesto.

Monitoraggio degli effluenti

Il monitoraggio degli effluenti si riferisce alla misurazione della radioattività nel punto di rilascio nell'ambiente. È relativamente facile da realizzare a causa della natura controllata della posizione di campionamento, che di solito si trova in un flusso di rifiuti che viene scaricato attraverso un camino o una linea di scarico del liquido.

Potrebbe essere necessario un monitoraggio continuo della radioattività aerea. Oltre al dispositivo di raccolta del campione, solitamente un filtro, una tipica disposizione di campionamento per il particolato nell'aria comprende un dispositivo di spostamento dell'aria, un flussometro e relativi condotti. Il dispositivo di spostamento dell'aria si trova a valle del raccoglitore di campioni; ovvero, l'aria viene prima fatta passare attraverso il raccoglitore di campioni, quindi attraverso il resto del sistema di campionamento. Le linee di campionamento, in particolare quelle a monte del sistema di raccolta dei campioni, devono essere mantenute il più corte possibile e prive di curve strette, aree di turbolenza o resistenza al flusso d'aria. Per il campionamento dell'aria deve essere utilizzato un volume costante in un intervallo adeguato di cadute di pressione. Il campionamento continuo per gli isotopi radioattivi dello xenon (Xe) o del cripton (Kr) viene effettuato mediante adsorbimento su carbone attivo o mediante mezzi criogenici. La cella di Lucas è una delle tecniche più antiche e ancora il metodo più popolare per la misurazione delle concentrazioni di Rn.

A volte è necessario il monitoraggio continuo dei liquidi e delle linee di scarico per i materiali radioattivi. Ne sono un esempio le linee di scarico dei laboratori a caldo, i laboratori di medicina nucleare e le linee del refrigerante dei reattori. Il monitoraggio continuo può essere eseguito, tuttavia, mediante analisi di laboratorio di routine di un piccolo campione proporzionale alla portata dell'effluente. Sono disponibili campionatori che prelevano aliquote periodiche o che estraggono continuamente una piccola quantità di liquido.

Il campionamento a benna è il metodo abituale utilizzato per determinare la concentrazione di materiale radioattivo in un serbatoio di ritenzione. Il campione deve essere prelevato dopo il ricircolo per confrontare il risultato della misurazione con i tassi di scarico consentiti.

Idealmente, i risultati del monitoraggio degli effluenti e del monitoraggio ambientale saranno in buon accordo, con il secondo calcolabile dal primo con l'ausilio di vari modelli di percorso. Tuttavia, va riconosciuto e sottolineato che il monitoraggio degli effluenti, non importa quanto buono o esteso, non può sostituire la misurazione effettiva delle condizioni radiologiche nell'ambiente.

Di ritorno

Questo articolo descrive gli aspetti dei programmi di radioprotezione. L'obiettivo della sicurezza dalle radiazioni è eliminare o ridurre al minimo gli effetti dannosi delle radiazioni ionizzanti e del materiale radioattivo sui lavoratori, sul pubblico e sull'ambiente, consentendone al tempo stesso gli usi benefici.

La maggior parte dei programmi di radioprotezione non dovrà implementare tutti gli elementi descritti di seguito. La progettazione di un programma di protezione dalle radiazioni dipende dai tipi di sorgenti di radiazioni ionizzanti coinvolte e dal modo in cui vengono utilizzate.

Principi di sicurezza dalle radiazioni

La Commissione internazionale per la protezione radiologica (ICRP) ha proposto che i seguenti principi dovrebbero guidare l'uso delle radiazioni ionizzanti e l'applicazione degli standard di sicurezza dalle radiazioni:

1. Nessuna pratica che implichi l'esposizione alle radiazioni dovrebbe essere adottata a meno che non produca un beneficio sufficiente per gli individui esposti o per la società da compensare il danno da radiazioni che provoca (il giustificazione di una pratica).
2. In relazione a qualsiasi particolare fonte all'interno di una pratica, l'entità delle dosi individuali, il numero di persone esposte e la probabilità di incorrere in esposizioni laddove queste non siano certe da ricevere dovrebbero essere mantenute al livello più basso ragionevolmente realizzabile (ALARA), economico e fattori sociali presi in considerazione. Questa procedura dovrebbe essere vincolata da restrizioni sulle dosi agli individui (vincoli di dose), in modo da limitare l'iniquità che potrebbe derivare dai giudizi economici e sociali intrinseci (il ottimizzazione della protezione).
3. L'esposizione degli individui risultante dalla combinazione di tutte le pratiche pertinenti dovrebbe essere soggetta a limiti di dose oa un certo controllo del rischio in caso di esposizioni potenziali. Questi hanno lo scopo di garantire che nessun individuo sia esposto a rischi di radiazioni giudicati inaccettabili da queste pratiche in circostanze normali. Non tutte le fonti sono suscettibili di controllo mediante azione alla fonte ed è necessario specificare le fonti da includere come pertinenti prima di selezionare un limite di dose (dose individuale e limiti di rischio).

Standard di sicurezza dalle radiazioni

Esistono standard per l'esposizione alle radiazioni dei lavoratori e del pubblico in generale e per i limiti annuali di assunzione (ALI) di radionuclidi. Gli standard per le concentrazioni di radionuclidi nell'aria e nell'acqua possono essere ricavati dagli ALI.

L'ICRP ha pubblicato ampie tabulazioni degli ALI e ne ha derivato le concentrazioni nell'aria e nell'acqua. Un riassunto dei suoi limiti di dose raccomandati è nella tabella 1.

Tabella 1. Limiti di dose raccomandati dalla Commissione internazionale per la protezione radiologica¹

¹ I limiti si applicano alla somma delle dosi rilevanti dall'esposizione esterna nel periodo specificato e alla dose impegnata di 50 anni (fino all'età di 70 anni per i bambini) dall'assunzione nello stesso periodo.

² Con l'ulteriore disposizione che la dose efficace non deve superare i 50 mSv in un singolo anno. Ulteriori restrizioni si applicano all'esposizione professionale delle donne incinte.

³ In circostanze particolari, un valore più elevato di dose efficace potrebbe essere consentito in un solo anno, a condizione che la media su 5 anni non superi 1 mSv all'anno.

⁴ La limitazione della dose efficace fornisce una protezione sufficiente per la pelle contro gli effetti stocastici. Un limite aggiuntivo è necessario per le esposizioni localizzate al fine di prevenire effetti deterministici.

dosimetria

La dosimetria viene utilizzata per indicare gli equivalenti di dose da cui ricevono i lavoratori esterno campi di radiazione a cui possono essere esposti. I dosimetri sono caratterizzati dal tipo di dispositivo, dal tipo di radiazione che misurano e dalla porzione del corpo per la quale si vuole indicare la dose assorbita.

Tre tipi principali di dosimetri sono più comunemente impiegati. Sono dosimetri termoluminescenti, dosimetri a film e camere di ionizzazione. Altri tipi di dosimetri (non discussi qui) includono fogli di fissione, dispositivi track-etch e dosimetri a "bolle" di plastica.

I dosimetri termoluminescenti sono il tipo di dosimetro personale più comunemente utilizzato. Sfruttano il principio che quando alcuni materiali assorbono energia dalle radiazioni ionizzanti, la immagazzinano in modo tale che successivamente possa essere recuperata sotto forma di luce quando i materiali vengono riscaldati. In larga misura, la quantità di luce rilasciata è direttamente proporzionale all'energia assorbita dalla radiazione ionizzante e quindi alla dose assorbita dal materiale ricevuto. Questa proporzionalità è valida su una gamma molto ampia di energia delle radiazioni ionizzanti e velocità di dose assorbita.

Sono necessarie attrezzature speciali per elaborare con precisione i dosimetri termoluminescenti. La lettura del dosimetro termoluminescente distrugge le informazioni sulla dose in esso contenute. Tuttavia, dopo un'adeguata elaborazione, i dosimetri termoluminescenti sono riutilizzabili.

Il materiale utilizzato per i dosimetri termoluminescenti deve essere trasparente alla luce che emette. I materiali più comunemente utilizzati per i dosimetri termoluminescenti sono il fluoruro di litio (LiF) e il fluoruro di calcio (CaF₂). I materiali possono essere drogati con altri materiali o realizzati con una composizione isotopica specifica per scopi specializzati come la dosimetria dei neutroni.

Molti dosimetri contengono diversi chip termoluminescenti con diversi filtri davanti per consentire la discriminazione tra energie e tipi di radiazioni.

La pellicola era il materiale più popolare per la dosimetria del personale prima che la dosimetria termoluminescente diventasse comune. Il grado di oscuramento del film dipende dall'energia assorbita dalla radiazione ionizzante, ma la relazione non è lineare. La dipendenza della risposta del film dalla dose totale assorbita, dalla velocità di dose assorbita e dall'energia di radiazione è maggiore di quella dei dosimetri termoluminescenti e può limitare il campo di applicabilità del film. Tuttavia, la pellicola ha il vantaggio di fornire una registrazione permanente della dose assorbita alla quale è stata esposta.

Varie formulazioni di film e disposizioni di filtri possono essere utilizzate per scopi speciali, come la dosimetria di neutroni. Come per i dosimetri termoluminescenti, è necessaria un'attrezzatura speciale per un'analisi corretta.

La pellicola è generalmente molto più sensibile all'umidità e alla temperatura ambiente rispetto ai materiali termoluminescenti e può fornire letture falsamente elevate in condizioni avverse. D'altra parte, gli equivalenti di dose indicati dai dosimetri termoluminescenti possono essere influenzati dall'urto di una loro caduta su una superficie dura.

Solo le organizzazioni più grandi gestiscono i propri servizi di dosimetria. La maggior parte ottiene tali servizi da società specializzate nella loro fornitura. È importante che tali società siano autorizzate o accreditate dalle autorità indipendenti appropriate in modo da garantire risultati di dosimetria accurati.

Autolettura, piccole camere di ionizzazione, chiamate anche camere tascabili, vengono utilizzati per ottenere informazioni dosimetriche immediate. Il loro utilizzo è spesso richiesto quando il personale deve entrare in aree ad alta o altissima radiazione, dove il personale potrebbe ricevere una grande dose assorbita in un breve periodo di tempo. Le camere tascabili sono spesso calibrate localmente e sono molto sensibili agli urti. Di conseguenza, dovrebbero sempre essere integrati da dosimetri termoluminescenti oa film, che sono più precisi e affidabili ma non forniscono risultati immediati.

La dosimetria è richiesta per un lavoratore quando ha una ragionevole probabilità di accumulare una certa percentuale, solitamente il 5 o il 10%, dell'equivalente di dose massimo consentito per l'intero corpo o alcune parti del corpo.

Un dosimetro per tutto il corpo dovrebbe essere indossato da qualche parte tra le spalle e la vita, in un punto in cui è prevista la massima esposizione. Quando le condizioni di esposizione lo richiedono, altri dosimetri possono essere indossati sulle dita o sui polsi, sull'addome, su una fascia o un cappello sulla fronte, o su un collare, per valutare l'esposizione localizzata alle estremità, a un feto o embrione, alla tiroide o al lenti degli occhi. Fare riferimento alle linee guida normative appropriate sull'opportunità di indossare i dosimetri all'interno o all'esterno di indumenti protettivi come grembiuli, guanti e colletti di piombo.

I dosimetri del personale indicano solo la radiazione a cui il dosimetro è stato esposto. L'assegnazione della dose del dosimetro equivalente alla persona o agli organi della persona è accettabile per dosi piccole e banali, ma le grandi dosi del dosimetro, in particolare quelle che superano di gran lunga gli standard normativi, dovrebbero essere analizzate attentamente per quanto riguarda il posizionamento del dosimetro e i campi di radiazione effettivi a cui il dosimetro lavoratore è stato esposto durante la stima della dose che il lavoratore effettivamente ricevuto. Una dichiarazione dovrebbe essere ottenuta dal lavoratore come parte dell'indagine e inclusa nel verbale. Tuttavia, molto più spesso che no, dosi molto elevate del dosimetro sono il risultato di un'esposizione deliberata alle radiazioni del dosimetro mentre non veniva indossato.

bioassay

bioassay (anche detto radiobiologico) indica la determinazione di tipi, quantità o concentrazioni e, in alcuni casi, l'ubicazione di materiale radioattivo nel corpo umano, sia mediante misurazione diretta (in vivo conteggio) o mediante analisi e valutazione dei materiali escreti o rimossi dal corpo umano.

Il biodosaggio viene solitamente utilizzato per valutare l'equivalente di dose del lavoratore a causa del materiale radioattivo introdotto nel corpo. Può anche fornire un'indicazione dell'efficacia delle misure attive adottate per prevenire tale assunzione. Più raramente può essere utilizzato per stimare la dose che un lavoratore ha ricevuto da una massiccia esposizione esterna alle radiazioni (ad esempio, contando i globuli bianchi oi difetti cromosomici).

Il saggio biologico deve essere eseguito quando esiste una ragionevole possibilità che un lavoratore possa assumere o abbia assunto nel proprio corpo più di una certa percentuale (solitamente il 5 o il 10%) dell'ALI per un radionuclide. La forma chimica e fisica del radionuclide ricercato nel corpo determina il tipo di saggio biologico necessario per rilevarlo.

Il biodosaggio può consistere nell'analisi di campioni prelevati dal corpo (ad esempio urina, feci, sangue o capelli) per isotopi radioattivi. In questo caso, la quantità di radioattività nel campione può essere correlata alla radioattività nel corpo della persona e successivamente alla dose di radiazioni che il corpo della persona o alcuni organi hanno ricevuto o si impegnano a ricevere. Il biodosaggio delle urine per il trizio è un esempio di questo tipo di biodosaggio.

La scansione del corpo intero o parziale può essere utilizzata per rilevare radionuclidi che emettono raggi x o gamma di energia ragionevolmente rilevabili all'esterno del corpo. Biodosaggio tiroideo per iodio-131 (¹³¹I) è un esempio di questo tipo di saggio biologico.

Il saggio biologico può essere eseguito internamente oppure i campioni o il personale possono essere inviati a una struttura o organizzazione specializzata nel saggio biologico da eseguire. In entrambi i casi, la corretta calibrazione delle apparecchiature e l'accreditamento delle procedure di laboratorio è essenziale per garantire risultati accurati, precisi e difendibili del biodosaggio.

Abbigliamento protettivo

L'abbigliamento protettivo viene fornito dal datore di lavoro al lavoratore per ridurre la possibilità di contaminazione radioattiva del lavoratore o dei suoi indumenti o per proteggere parzialmente il lavoratore dalle radiazioni beta, x o gamma. Esempi dei primi sono indumenti, guanti, cappucci e stivali anti-contaminazione. Esempi di questi ultimi sono grembiuli, guanti e occhiali piombati.

Protezione respiratoria

Un dispositivo di protezione delle vie respiratorie è un apparecchio, come un respiratore, utilizzato per ridurre l'assunzione da parte di un lavoratore di materiali radioattivi trasportati dall'aria.

I datori di lavoro devono utilizzare, per quanto possibile, processi o altri controlli tecnici (ad esempio, contenimento o ventilazione) per limitare le concentrazioni di materiali radioattivi nell'aria. Quando ciò non sia possibile per il controllo delle concentrazioni di materiale radioattivo nell'aria a valori inferiori a quelli che definiscono un'area di radioattività aerea, il datore di lavoro, compatibilmente con il mantenimento della dose totale efficace equivalente ALARA, deve aumentare il monitoraggio e limitare gli apporti di uno o più dei seguenti mezzi:

• controllo degli accessi
• limitazione dei tempi di esposizione
• uso di dispositivi di protezione delle vie respiratorie
• altri controlli.

I dispositivi di protezione respiratoria forniti ai lavoratori devono essere conformi alle norme nazionali applicabili per tali dispositivi.

Il datore di lavoro deve attuare e mantenere un programma di protezione delle vie respiratorie che includa:

• campionamento dell'aria sufficiente per identificare il potenziale pericolo, consentire una corretta selezione delle attrezzature e stimare le esposizioni
• indagini e analisi biologiche, a seconda dei casi, per valutare le effettive assunzioni
• test di funzionalità dei respiratori immediatamente prima di ogni utilizzo
• procedure scritte riguardanti la selezione, l'adattamento, l'emissione, la manutenzione e il collaudo dei respiratori, compresi i test di funzionalità immediatamente prima di ogni utilizzo; supervisione e formazione del personale; monitoraggio, compreso il campionamento dell'aria e le analisi biologiche; e tenuta dei registri
• determinazione da parte di un medico prima dell'applicazione iniziale dei respiratori, e periodicamente con una frequenza stabilita da un medico, che il singolo utente è idoneo dal punto di vista medico a utilizzare l'attrezzatura di protezione delle vie respiratorie.

Il datore di lavoro deve avvisare ciascun utilizzatore del respiratore che l'utente può lasciare l'area di lavoro in qualsiasi momento per alleviare l'uso del respiratore in caso di malfunzionamento dell'apparecchiatura, disagio fisico o psicologico, errore procedurale o di comunicazione, deterioramento significativo delle condizioni operative o qualsiasi altra condizione che potrebbe richiedere tale sollievo.

Anche se le circostanze potrebbero non richiedere l'uso di routine dei respiratori, condizioni di emergenza credibili possono imporre la loro disponibilità. In tali casi, anche i respiratori devono essere certificati per tale uso da un organismo di accreditamento appropriato e mantenuti in condizioni pronte per l'uso.

Sorveglianza della salute sul lavoro

I lavoratori esposti a radiazioni ionizzanti dovrebbero ricevere servizi di medicina del lavoro nella stessa misura dei lavoratori esposti ad altri rischi professionali.

Gli esami generali di preplacement valutano la salute generale del potenziale dipendente e stabiliscono i dati di riferimento. È sempre necessario ottenere una precedente storia medica e di esposizione. A seconda della natura dell'esposizione alle radiazioni prevista, possono essere necessari esami specialistici, come il cristallino dell'occhio e la conta delle cellule del sangue. Questo dovrebbe essere lasciato alla discrezione del medico curante.

Indagini sulla contaminazione

Un'indagine sulla contaminazione è una valutazione delle condizioni radiologiche relative alla produzione, all'uso, al rilascio, allo smaltimento o alla presenza di materiali radioattivi o altre sorgenti di radiazioni. Se del caso, tale valutazione include un'indagine fisica dell'ubicazione del materiale radioattivo e misurazioni o calcoli dei livelli di radiazione, o concentrazioni o quantità di materiale radioattivo presente.

Le indagini sulla contaminazione vengono eseguite per dimostrare la conformità alle normative nazionali e per valutare l'entità dei livelli di radiazione, le concentrazioni o le quantità di materiale radioattivo e i potenziali pericoli radiologici che potrebbero essere presenti.

La frequenza delle indagini sulla contaminazione è determinata dal grado di potenziale pericolo presente. Dovrebbero essere effettuate indagini settimanali nelle aree di stoccaggio dei rifiuti radioattivi e nei laboratori e nelle cliniche in cui vengono utilizzate quantità relativamente elevate di sorgenti radioattive non sigillate. Le indagini mensili sono sufficienti per i laboratori che lavorano con piccole quantità di sorgenti radioattive, come i laboratori che effettuano in vitro test utilizzando isotopi come trizio, carbonio-14 (¹⁴C) e iodio-125 (¹²⁵I) con attività inferiori a pochi kBq.

Le apparecchiature di sicurezza contro le radiazioni e i misuratori di rilevamento devono essere adeguati ai tipi di materiale radioattivo e alle radiazioni coinvolte e devono essere adeguatamente calibrati.

Le indagini di contaminazione consistono in misurazioni dei livelli di radiazione ambientale con un contatore Geiger-Mueller (GM), una camera di ionizzazione o un contatore a scintillazione; misure di possibile contaminazione superficiale α o βγ con opportuni contatori a scintillazione GM o solfuro di zinco (ZnS) a finestra sottile; e wipe test delle superfici da contare successivamente in un contatore a scintillazione (ioduro di sodio (NaI)), un contatore al germanio (Ge) o un contatore a scintillazione liquida, a seconda dei casi.

Devono essere stabiliti livelli di azione appropriati per i risultati delle misurazioni della radiazione ambientale e della contaminazione. Quando viene superato un livello di azione, devono essere prese immediatamente misure per mitigare i livelli rilevati, riportarli a condizioni accettabili e prevenire l'esposizione non necessaria del personale alle radiazioni e l'assorbimento e la diffusione di materiale radioattivo.

Monitoraggio Ambientale

Il monitoraggio ambientale si riferisce alla raccolta e alla misurazione di campioni ambientali per materiali radioattivi e al monitoraggio delle aree al di fuori dei dintorni del luogo di lavoro per i livelli di radiazione. Gli scopi del monitoraggio ambientale includono la stima delle conseguenze per gli esseri umani derivanti dal rilascio di radionuclidi nella biosfera, il rilevamento di rilasci di materiale radioattivo nell'ambiente prima che diventino gravi e la dimostrazione della conformità alle normative.

Una descrizione completa delle tecniche di monitoraggio ambientale esula dallo scopo di questo articolo. Tuttavia, i principi generali saranno discussi.

Devono essere prelevati campioni ambientali che monitorino il percorso più probabile dei radionuclidi dall'ambiente all'uomo. Ad esempio, i campioni di suolo, acqua, erba e latte nelle regioni agricole intorno a una centrale nucleare dovrebbero essere prelevati regolarmente e analizzati per lo iodio-131 (¹³¹I) e stronzio-90 (⁹⁰Sr) contenuto.

Il monitoraggio ambientale può includere il prelievo di campioni di aria, acque sotterranee, acque superficiali, suolo, fogliame, pesci, latte, selvaggina e così via. La scelta di quali campioni prelevare e quanto spesso prelevarli dovrebbe basarsi sugli scopi del monitoraggio, sebbene un piccolo numero di campioni casuali possa talvolta identificare un problema precedentemente sconosciuto.

Il primo passo nella progettazione di un programma di monitoraggio ambientale è quello di caratterizzare i radionuclidi rilasciati o che potrebbero essere rilasciati accidentalmente, rispetto al tipo, alla quantità e alla forma fisica e chimica.

La possibilità di trasporto di questi radionuclidi attraverso l'aria, le acque sotterranee e superficiali è la considerazione successiva. L'obiettivo è prevedere le concentrazioni di radionuclidi che raggiungono l'uomo direttamente attraverso l'aria e l'acqua o indirettamente attraverso il cibo.

Il successivo elemento di preoccupazione è il bioaccumulo di radionuclidi derivante dalla deposizione in ambienti acquatici e terrestri. L'obiettivo è prevedere la concentrazione di radionuclidi una volta entrati nella catena alimentare.

Infine, vengono esaminati il ​​tasso di consumo umano di questi alimenti potenzialmente contaminati e il modo in cui questo consumo contribuisce alla dose di radiazioni umana e al conseguente rischio per la salute. I risultati di questa analisi vengono utilizzati per determinare l'approccio migliore al campionamento ambientale e per garantire che gli obiettivi del programma di monitoraggio ambientale siano raggiunti.

Test di tenuta di sorgenti sigillate

Una sorgente sigillata indica materiale radioattivo racchiuso in una capsula progettata per impedire la fuoriuscita o la fuoriuscita del materiale. Tali sorgenti devono essere testate periodicamente per verificare che la sorgente non perda materiale radioattivo.

Ogni sorgente sigillata deve essere testata per perdite prima del suo primo utilizzo, a meno che il fornitore non abbia fornito un certificato indicante che la sorgente è stata testata entro sei mesi (tre mesi per gli emettitori α) prima del trasferimento all'attuale proprietario. Ogni sorgente sigillata deve essere testata per perdite almeno una volta ogni sei mesi (tre mesi per gli emettitori α) o ad un intervallo specificato dall'autorità di regolamentazione.

Generalmente non sono richieste prove di tenuta sulle seguenti sorgenti:

• sorgenti contenenti solo materiale radioattivo con un tempo di dimezzamento inferiore a 30 giorni
• sorgenti contenenti solo materiale radioattivo come gas
• sorgenti contenenti 4 MBq o meno di materiale che emette βγ o 0.4 MBq o meno di materiale che emette α
• fonti memorizzate e non utilizzate; tuttavia, ciascuna di tali fonti deve essere testata per perdite prima di qualsiasi utilizzo o trasferimento a meno che non sia stata testata per perdite entro sei mesi prima della data di utilizzo o trasferimento
• semi di iridio-192 (¹⁹²Ir) racchiuso in nastro di nylon.

Un test di tenuta viene eseguito prelevando un campione di strofinamento dalla sorgente sigillata o dalle superfici del dispositivo in cui è montata o conservata la sorgente sigillata su cui è prevedibile l'accumulo di contaminazione radioattiva o lavando la sorgente in una piccola quantità di detergente soluzione e trattando l'intero volume come campione.

Il campione dovrebbe essere misurato in modo che il test di perdita possa rilevare la presenza di almeno 200 Bq di materiale radioattivo sul campione.

Le sorgenti di radio sigillate richiedono speciali procedure di prova di tenuta per rilevare perdite di gas radon (Rn). Ad esempio, una procedura prevede di conservare la fonte sigillata in un barattolo con fibre di cotone per almeno 24 ore. Alla fine del periodo, le fibre di cotone vengono analizzate per la presenza di progenie Rn.

Una sorgente sigillata che presenta perdite superiori ai limiti consentiti deve essere rimossa dal servizio. Se la sorgente non è riparabile, dovrebbe essere gestita come rifiuto radioattivo. L'autorità di regolamentazione può richiedere che le fonti di perdita siano segnalate nel caso in cui la perdita sia il risultato di un difetto di fabbricazione meritevole di ulteriori indagini.

Inventario

Il personale addetto alla sicurezza in materia di radiazioni deve mantenere un inventario aggiornato di tutto il materiale radioattivo e di altre fonti di radiazioni ionizzanti di cui è responsabile il datore di lavoro. Le procedure dell'organizzazione devono garantire che il personale addetto alla sicurezza contro le radiazioni sia a conoscenza della ricezione, dell'uso, del trasferimento e dello smaltimento di tutto il materiale e le sorgenti, in modo che l'inventario possa essere mantenuto aggiornato. Un inventario fisico di tutte le fonti sigillate dovrebbe essere fatto almeno una volta ogni tre mesi. L'inventario completo delle sorgenti di radiazioni ionizzanti dovrebbe essere verificato durante l'audit annuale del programma di radioprotezione.

Inserimento delle Aree

La figura 1 mostra il simbolo della radiazione standard internazionale. Questo deve apparire ben visibile su tutti i segnali che denotano aree controllate ai fini della radioprotezione e sulle etichette dei contenitori che indicano la presenza di materiali radioattivi.

Figura 1. Simbolo di radiazione

Le aree controllate ai fini della radioprotezione sono spesso designate in termini di livelli di intensità di dose crescenti. Tali aree devono essere affisse in modo ben visibile con uno o più cartelli recanti il ​​simbolo delle radiazioni e le parole "ATTENZIONE, AREA DI RADIAZIONE", "ATTENZIONE (or PERICOLO), ZONA DI RADIAZIONI ELEVATE” o “PERICOLO GRAVE, ZONA DI RADIAZIONI MOLTO ELEVATE”, a seconda dei casi.

1. Un'area di radiazione è un'area, accessibile al personale, in cui i livelli di radiazione potrebbero comportare che un individuo riceva una dose equivalente superiore a 0.05 mSv in 1 ora a 30 cm dalla sorgente di radiazione o da qualsiasi superficie che la radiazione penetra.
2. Un'area ad alta radiazione è un'area, accessibile al personale, in cui i livelli di radiazione potrebbero comportare che un individuo riceva una dose equivalente superiore a 1 mSv in 1 ora a 30 cm dalla sorgente di radiazioni o da qualsiasi superficie che la radiazione penetra.
3. Un'area ad altissima radiazione è un'area, accessibile al personale, in cui i livelli di radiazione potrebbero comportare che un individuo riceva una dose assorbita superiore a 5 Gy in 1 ora a 1 m da una sorgente di radiazioni o da qualsiasi superficie che la radiazione penetra.

Se un'area o un locale contiene una quantità significativa di materiale radioattivo (come definito dall'autorità di regolamentazione), l'ingresso a tale area o locale deve essere ben visibile con un cartello recante il simbolo della radiazione e la dicitura "ATTENZIONE (or PERICOLO), MATERIALI RADIOATTIVI”.

Un'area di radioattività aerea è una stanza o un'area in cui la radioattività aerea supera determinati livelli definiti dall'autorità di regolamentazione. Ogni area di radioattività aerea deve essere affissa con uno o più cartelli ben visibili recanti il ​​simbolo della radiazione e la dicitura “ATTENZIONE, AREA DI RADIOATTIVITÀ AEREA” o “PERICOLO, AREA DI RADIOATTIVITÀ AEREA”.

Eccezioni a questi requisiti di distacco possono essere concesse per le stanze dei pazienti negli ospedali dove tali stanze sono altrimenti sotto controllo adeguato. Non è necessario affiggere aree o locali in cui le sorgenti di radiazioni devono essere collocate per periodi di otto ore o meno e sono comunque costantemente presidiate sotto adeguato controllo da parte di personale qualificato.

Access Control

Il grado di controllo dell'accesso a un'area è determinato dal grado del potenziale rischio di radiazioni nell'area.

Controllo dell'accesso alle aree ad alta radiazione

Ogni ingresso o punto di accesso ad un'area ad alta radiazione deve avere una o più delle seguenti caratteristiche:

• un dispositivo di controllo che, all'ingresso nell'area, provoca la riduzione del livello di radiazione al di sotto del livello al quale un individuo potrebbe ricevere una dose di 1 mSv in 1 ora a 30 cm dalla sorgente di radiazione o da qualsiasi superficie che la radiazione penetra
• un dispositivo di controllo che emette un segnale di allarme visivo o acustico ben visibile in modo che l'individuo che entra nell'area ad alta radiazione e il supervisore dell'attività siano informati dell'ingresso
• ingressi chiusi a chiave, salvo nei periodi in cui è richiesto l'accesso all'area, con controllo positivo di ogni singolo ingresso.

Ai controlli richiesti per un'area ad alta radiazione può essere sostituita una sorveglianza continua diretta o elettronica che sia in grado di impedire l'ingresso non autorizzato.

I controlli devono essere stabiliti in modo da non impedire alle persone di lasciare l'area ad alta radiazione.

Controllo dell'accesso ad aree ad altissima radiazione

Oltre ai requisiti per un'area ad alta radiazione, devono essere istituite misure aggiuntive per garantire che un individuo non sia in grado di ottenere un accesso non autorizzato o involontario ad aree in cui si potrebbero incontrare livelli di radiazione a 5 Gy o più in 1 h a 1 m da una sorgente di radiazioni o da qualsiasi superficie attraverso la quale penetra la radiazione.

Marcature su contenitori e attrezzature

Ogni contenitore di materiale radioattivo superiore a una quantità determinata dall'autorità di regolamentazione deve recare un'etichetta durevole e ben visibile recante il simbolo della radiazione e le parole "ATTENZIONE, MATERIALE RADIOATTIVO" o "PERICOLO, MATERIALE RADIOATTIVO". L'etichetta deve inoltre fornire informazioni sufficienti - come il(i) radionuclide(i) presente(i), una stima della quantità di radioattività, la data per la quale l'attività è stimata, i livelli di radiazione, i tipi di materiali e l'arricchimento di massa - per consentire alle persone di maneggiare o utilizzare contenitori, o lavorando nelle vicinanze dei contenitori, prendere precauzioni per evitare o ridurre al minimo le esposizioni.

Prima della rimozione o dello smaltimento di contenitori vuoti non contaminati in aree non ristrette, l'etichetta del materiale radioattivo deve essere rimossa o cancellata, oppure deve essere chiaramente indicato che il contenitore non contiene più materiali radioattivi.

I contenitori non devono essere etichettati se:

1. i contenitori sono presidiati da un soggetto che adotta le precauzioni necessarie per evitare l'esposizione di soggetti eccedenti i limiti regolamentari
2. i contenitori, quando sono in trasporto, sono imballati ed etichettati in conformità con le norme di trasporto appropriate
3. i contenitori sono accessibili solo alle persone autorizzate a maneggiarli o utilizzarli, o a lavorare nelle vicinanze dei contenitori, se il contenuto è identificato da tali persone mediante una registrazione scritta prontamente disponibile (esempi di contenitori di questo tipo sono i contenitori in luoghi come canali pieni d'acqua, depositi o celle calde); il registro deve essere conservato fintanto che i contenitori sono utilizzati per lo scopo indicato nel registro; o
4. i contenitori sono installati in apparecchiature di produzione o di processo, come componenti di reattori, tubazioni e serbatoi.

Dispositivi di avviso e allarmi

Le aree ad alta radiazione e le aree ad altissima radiazione devono essere dotate di dispositivi di allarme e allarmi come discusso sopra. Questi dispositivi e allarmi possono essere visibili o udibili o entrambi. I dispositivi e gli allarmi per sistemi come gli acceleratori di particelle dovrebbero essere automaticamente alimentati come parte della procedura di avvio in modo che il personale abbia il tempo di lasciare l'area o spegnere il sistema con un pulsante "scram" prima che venga prodotta la radiazione. I pulsanti "Scram" (pulsanti nell'area controllata che, se premuti, fanno scendere immediatamente i livelli di radiazione a livelli di sicurezza) devono essere facilmente accessibili e contrassegnati e visualizzati in modo ben visibile.

I dispositivi di monitoraggio, come i monitor ad aria continua (CAM), possono essere preimpostati per emettere allarmi acustici e visivi o per spegnere un sistema quando vengono superati determinati livelli di azione.

Strumentazione

Il datore di lavoro deve mettere a disposizione strumentazione adeguata al grado e al tipo di radiazioni e materiale radioattivo presenti nell'ambiente di lavoro. Questa strumentazione può essere utilizzata per rilevare, monitorare o misurare i livelli di radiazioni o radioattività.

La strumentazione deve essere calibrata a intervalli appropriati utilizzando metodi accreditati e fonti di calibrazione. Le sorgenti di calibrazione dovrebbero essere il più possibile simili alle sorgenti da rilevare o misurare.

I tipi di strumentazione includono strumenti di rilevamento portatili, monitor ad aria continua, monitor a portale a mano e piedi, contatori a scintillazione liquida, rivelatori contenenti cristalli di Ge o NaI e così via.

Trasporto di materiale radioattivo

L'Agenzia internazionale per l'energia atomica (AIEA) ha stabilito regolamenti per il trasporto di materiale radioattivo. La maggior parte dei paesi ha adottato regolamenti compatibili con i regolamenti sulle spedizioni radioattive dell'AIEA.

Figura 2. Categoria I - etichetta BIANCA

La figura 2, la figura 3 e la figura 4 sono esempi di etichette di spedizione che i regolamenti IAEA richiedono sull'esterno dei pacchi presentati per la spedizione che contengono materiali radioattivi. L'indice di trasporto sulle etichette mostrato in figura 3 e figura 4 si riferisce al massimo rateo di dose efficace a 1 m da qualsiasi superficie del collo in mSv/h moltiplicato per 100, quindi arrotondato al decimo più vicino. (Ad esempio, se il tasso di dose efficace più elevato a 1 m da qualsiasi superficie di un pacco è 0.0233 mSv/h, l'indice di trasporto è 2.4.)

Figura 3. Categoria II - Etichetta GIALLA

La figura 5 mostra un esempio di cartello che i veicoli terrestri devono esporre in modo ben visibile quando trasportano colli contenenti materiali radioattivi superiori a determinate quantità.

Figura 5. Targhetta del veicolo

Gli imballaggi destinati all'uso nella spedizione di materiali radioattivi devono essere conformi a severi requisiti di test e documentazione. Il tipo e la quantità di materiale radioattivo spedito determinano le specifiche che l'imballaggio deve soddisfare.

Le normative sul trasporto di materiale radioattivo sono complicate. Le persone che non spediscono abitualmente materiali radioattivi dovrebbero sempre consultare esperti esperti in tali spedizioni.

Scorie radioattive

Sono disponibili vari metodi di smaltimento dei rifiuti radioattivi, ma tutti sono controllati dalle autorità di regolamentazione. Pertanto, un'organizzazione deve sempre conferire con la propria autorità di regolamentazione per garantire che un metodo di smaltimento sia consentito. I metodi di smaltimento dei rifiuti radioattivi includono il mantenimento del materiale per il decadimento radioattivo e il successivo smaltimento indipendentemente dalla radioattività, l'incenerimento, lo smaltimento nel sistema fognario sanitario, il seppellimento a terra e il seppellimento in mare. La sepoltura in mare spesso non è consentita dalla politica nazionale o dal trattato internazionale e non sarà discussa ulteriormente.

Le scorie radioattive provenienti dal nocciolo del reattore (scorie radioattive ad alta attività) presentano particolari problemi per quanto riguarda lo smaltimento. La gestione e lo smaltimento di tali rifiuti è controllata dalle autorità di regolamentazione nazionali e internazionali.

Spesso i rifiuti radioattivi possono avere una proprietà diversa dalla radioattività che di per sé li renderebbe pericolosi. Tali rifiuti sono chiamati rifiuti misti. Gli esempi includono i rifiuti radioattivi che rappresentano anche un rischio biologico o sono tossici. I rifiuti misti richiedono un trattamento speciale. Fare riferimento alle autorità di regolamentazione per il corretto smaltimento di tali rifiuti.

Tenuta per decadimento radioattivo

Se il tempo di dimezzamento del materiale radioattivo è breve (generalmente inferiore a 65 giorni) e se l'organizzazione dispone di spazio di stoccaggio sufficiente, i rifiuti radioattivi possono essere conservati per il decadimento con successivo smaltimento indipendentemente dalla loro radioattività. Un periodo di mantenimento di almeno dieci emivite di solito è sufficiente per rendere i livelli di radiazione indistinguibili dallo sfondo.

I rifiuti devono essere esaminati prima di poter essere smaltiti. L'indagine dovrebbe impiegare strumentazione appropriata per la radiazione da rilevare e dimostrare che i livelli di radiazione sono indistinguibili dallo sfondo.

Iincinerazione

Se l'autorità di regolamentazione consente l'incenerimento, di solito si deve dimostrare che tale incenerimento non fa sì che la concentrazione di radionuclidi nell'aria superi i livelli consentiti. La cenere deve essere esaminata periodicamente per verificare che non sia radioattiva. In alcune circostanze può essere necessario monitorare il camino per garantire che le concentrazioni d'aria consentite non vengano superate.

Smaltimento nella rete fognaria sanitaria

Se l'autorità di regolamentazione consente tale smaltimento, di solito si deve dimostrare che tale smaltimento non fa sì che la concentrazione di radionuclidi nell'acqua superi i livelli consentiti. Il materiale da smaltire deve essere solubile o altrimenti facilmente disperdibile in acqua. L'autorità di regolamentazione fissa spesso limiti annuali specifici a tale smaltimento da parte del radionuclide.

Sepoltura terrestre

I rifiuti radioattivi non smaltibili con altri mezzi saranno smaltiti mediante interramento in siti autorizzati dalle autorità di regolamentazione nazionali o locali. Le autorità di regolamentazione controllano strettamente tale smaltimento. I produttori di rifiuti di solito non sono autorizzati a smaltire rifiuti radioattivi sul proprio terreno. I costi associati alla sepoltura in terra comprendono le spese di imballaggio, spedizione e stoccaggio. Questi costi si aggiungono al costo dello spazio di sepoltura stesso e spesso possono essere ridotti compattando i rifiuti. I costi di seppellimento in terra per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi stanno aumentando rapidamente.

Audit del programma

I programmi di sicurezza dalle radiazioni dovrebbero essere verificati periodicamente per verificarne l'efficacia, la completezza e la conformità con l'autorità di regolamentazione. L'audit dovrebbe essere svolto almeno una volta all'anno ed essere completo. Gli auto-audit sono generalmente consentiti, ma sono auspicabili audit da parte di agenzie esterne indipendenti. Gli audit delle agenzie esterne tendono ad essere più obiettivi e hanno un punto di vista più globale rispetto agli audit locali. Un'agenzia di controllo non associata alle operazioni quotidiane di un programma di sicurezza dalle radiazioni spesso può identificare problemi non visti dagli operatori locali, che potrebbero essersi abituati a trascurarli.

Training

I datori di lavoro devono fornire formazione sulla radioprotezione a tutti i lavoratori esposti o potenzialmente esposti a radiazioni ionizzanti o materiali radioattivi. Devono fornire una formazione iniziale prima che un lavoratore inizi a lavorare e una formazione di aggiornamento annuale. Inoltre, ogni lavoratrice in età fertile deve ricevere una formazione specifica e informazioni sugli effetti delle radiazioni ionizzanti sul nascituro e sulle opportune precauzioni da adottare. Questa formazione speciale deve essere impartita al momento della prima assunzione, durante il corso di aggiornamento annuale e se comunica al suo datore di lavoro di essere incinta.

Tutte le persone che lavorano o frequentano qualsiasi parte di un'area il cui accesso è limitato ai fini della radioprotezione:

• devono essere tenuti informati dello stoccaggio, del trasferimento o dell'uso di materiali radioattivi o di radiazioni in tali porzioni dell'area riservata
• deve essere istruito sui problemi di protezione della salute associati all'esposizione a tali materiali radioattivi o radiazioni, sulle precauzioni o procedure per ridurre al minimo l'esposizione e sugli scopi e le funzioni dei dispositivi di protezione impiegati
• deve essere istruito e istruito ad osservare, per quanto sotto il controllo del lavoratore, le disposizioni applicabili delle normative nazionali e del datore di lavoro per la protezione del personale dalle esposizioni a radiazioni o materiali radioattivi che si verificano in tali aree
• devono essere istruiti della loro responsabilità di segnalare tempestivamente al datore di lavoro qualsiasi condizione che possa portare o causare una violazione delle normative nazionali o del datore di lavoro o un'esposizione non necessaria a radiazioni o materiale radioattivo
• deve essere istruito nella risposta adeguata agli avvertimenti fatti in caso di qualsiasi evento insolito o malfunzionamento che possa comportare l'esposizione a radiazioni o materiale radioattivo
• devono essere informati sui rapporti sull'esposizione alle radiazioni che i lavoratori possono richiedere.

L'estensione delle istruzioni sulla radioprotezione deve essere commisurata ai potenziali problemi di radioprotezione della salute nell'area controllata. Le istruzioni devono essere estese, se del caso, al personale ausiliario, come gli infermieri che assistono i pazienti radioattivi negli ospedali, i vigili del fuoco e gli agenti di polizia che potrebbero rispondere alle emergenze.

Qualifiche del lavoratore

I datori di lavoro devono garantire che i lavoratori che utilizzano radiazioni ionizzanti siano qualificati per svolgere il lavoro per il quale sono impiegati. I lavoratori devono avere il background e l'esperienza per svolgere il proprio lavoro in sicurezza, in particolare con riferimento all'esposizione e all'uso di radiazioni ionizzanti e materiali radioattivi.

Il personale addetto alla sicurezza dalle radiazioni deve possedere le conoscenze e le qualifiche appropriate per attuare e gestire un buon programma di sicurezza dalle radiazioni. Le loro conoscenze e qualifiche devono essere almeno commisurate ai potenziali problemi di radioprotezione della salute che loro e i lavoratori possono ragionevolmente incontrare.

Pianificazione di emergenza

Tutte le operazioni tranne le più piccole che utilizzano radiazioni ionizzanti o materiali radioattivi devono disporre di piani di emergenza. Tali piani devono essere mantenuti aggiornati ed esercitati periodicamente.

I piani di emergenza dovrebbero affrontare tutte le situazioni di emergenza credibili. I piani per una grande centrale nucleare saranno molto più estesi e coinvolgeranno un'area e un numero di persone molto più ampi rispetto ai piani per un piccolo laboratorio di radioisotopi.

Tutti gli ospedali, specialmente nelle grandi aree metropolitane, dovrebbero avere piani per l'accoglienza e la cura dei pazienti contaminati radioattivamente. La polizia e le organizzazioni antincendio dovrebbero disporre di piani per affrontare gli incidenti di trasporto che coinvolgono materiale radioattivo.

Tenuta del registro

Le attività di radioprotezione di un'organizzazione devono essere completamente documentate e opportunamente conservate. Tali registrazioni sono essenziali se si presenta la necessità di precedenti esposizioni alle radiazioni o rilasci di radioattività e per dimostrare la conformità ai requisiti delle autorità di regolamentazione. La registrazione coerente, accurata e completa deve avere la massima priorità.

Considerazioni organizzative

La posizione della persona principalmente responsabile della radioprotezione deve essere inserita nell'organizzazione in modo che abbia accesso immediato a tutti i livelli dei lavoratori e della direzione. Lui o lei deve avere libero accesso alle aree a cui l'accesso è limitato ai fini della sicurezza dalle radiazioni e l'autorità di interrompere immediatamente le pratiche non sicure o illegali.

Di ritorno

Questo articolo descrive diversi incidenti significativi dovuti alle radiazioni, le loro cause e le risposte ad essi. Una revisione degli eventi che hanno portato a, durante e in seguito a questi incidenti può fornire ai pianificatori informazioni per precludere il verificarsi futuro di tali incidenti e per migliorare una risposta rapida e appropriata nel caso in cui un incidente simile si ripeta.

Morte acuta da radiazioni risultante da un'escursione critica nucleare accidentale il 30 dicembre 1958

Questo rapporto è degno di nota perché ha coinvolto la più grande dose accidentale di radiazioni ricevuta dall'uomo (fino ad oggi) e per il lavoro estremamente professionale e approfondito del caso. Questo rappresenta uno dei migliori, se non il migliore, documentato sindrome acuta da radiazioni descrizioni esistenti (JOM 1961).

Alle 4:35 del 30 dicembre 1958, nell'impianto di recupero del plutonio presso il Los Alamos National Laboratory (New Mexico, Stati Uniti) ebbe luogo un'escursione critica accidentale che provocò lesioni mortali da radiazioni a un dipendente (K).

L'ora dell'incidente è importante perché altri sei lavoratori erano stati nella stessa stanza con K trenta minuti prima. La data dell'incidente è importante perché il normale flusso di materiale fissile nel sistema è stato interrotto per l'inventario fisico di fine anno. Questa interruzione ha reso non routine una procedura di routine e ha portato a una "criticità" accidentale dei solidi ricchi di plutonio che sono stati accidentalmente introdotti nel sistema.

Sintesi delle stime dell'esposizione alle radiazioni di K

La migliore stima dell'esposizione media totale del corpo di K era compresa tra 39 e 49 Gy, di cui circa 9 Gy erano dovuti ai neutroni di fissione. Una porzione considerevolmente maggiore della dose è stata erogata alla metà superiore del corpo rispetto alla metà inferiore. La tabella 1 mostra una stima dell'esposizione alle radiazioni di K.

Tabella 1. Stime dell'esposizione alle radiazioni di K

Decorso clinico del paziente

In retrospettiva, il decorso clinico del paziente K può essere suddiviso in quattro periodi distinti. Questi periodi differivano per durata, sintomi e risposta alla terapia di supporto.

Il primo periodo, della durata dai 20 ai 30 minuti, è stato caratterizzato dal suo immediato collasso fisico e dall'incapacità mentale. Le sue condizioni sono progredite fino alla semi-coscienza e alla grave prostrazione.

Il secondo periodo è durato circa 1.5 ore ed è iniziato con il suo arrivo in barella al pronto soccorso dell'ospedale e si è concluso con il suo trasferimento dal pronto soccorso al reparto per ulteriore terapia di supporto. Questo intervallo è stato caratterizzato da uno shock cardiovascolare così grave che la morte sembrava imminente per tutto il tempo. Sembrava soffrire di forti dolori addominali.

Il terzo periodo è durato circa 28 ore ed è stato caratterizzato da un miglioramento soggettivo sufficiente per incoraggiare continui tentativi di alleviare la sua anossia, ipotensione e insufficienza circolatoria.

Il quarto periodo è iniziato con l'insorgenza imprevista di irritabilità e antagonismo in rapido aumento, al limite della mania, seguiti da coma e morte in circa 2 ore. L'intero decorso clinico è durato 35 ore dal momento dell'esposizione alle radiazioni alla morte.

I cambiamenti clinicopatologici più drammatici sono stati osservati nei sistemi emopoietico e urinario. I linfociti non sono stati trovati nel sangue circolante dopo l'ottava ora e si è verificato un arresto urinario praticamente completo nonostante la somministrazione di una grande quantità di liquidi.

La temperatura rettale di K variava tra 39.4 e 39.7°C per le prime 6 ore e poi scendeva precipitosamente alla normalità, dove rimaneva per tutta la durata della sua vita. Questa elevata temperatura iniziale e il suo mantenimento per 6 ore sono stati considerati in linea con la sua sospetta dose massiccia di radiazioni. La sua prognosi era grave.

Di tutte le varie determinazioni effettuate durante il decorso della malattia, i cambiamenti nella conta dei globuli bianchi sono risultati essere l'indicatore prognostico più semplice e migliore di una grave irradiazione. La scomparsa virtuale dei linfociti dalla circolazione periferica entro 6 ore dall'esposizione era considerata un segno grave.

Sedici diversi agenti terapeutici sono stati impiegati nel trattamento sintomatico di K per un periodo di circa 30 ore. Nonostante ciò e la continua somministrazione di ossigeno, i suoi toni cardiaci sono diventati molto distanti, lenti e irregolari circa 32 ore dopo l'irradiazione. Il suo cuore è poi diventato progressivamente più debole e improvvisamente si è fermato 34 ore e 45 minuti dopo l'irradiazione.

Windscale Reactor No. 1 Incidente del 9-12 ottobre 1957

Il reattore Windscale n. 1 era un reattore per la produzione di plutonio alimentato a uranio naturale, raffreddato ad aria e alimentato a grafite. Il nucleo è stato parzialmente rovinato da un incendio il 15 ottobre 1957. Questo incendio ha provocato un rilascio di circa 0.74 PBq (10^{+ 15} Bq) di iodio-131 (¹³¹I) all'ambiente sottovento.

Secondo un rapporto informativo sull'incidente della Commissione per l'energia atomica degli Stati Uniti sull'incidente di Windscale, l'incidente è stato causato da errori di giudizio dell'operatore riguardanti i dati della termocoppia ed è stato aggravato da una manipolazione errata del reattore che ha consentito alla temperatura della grafite di aumentare troppo rapidamente. Contribuì anche il fatto che le termocoppie della temperatura del combustibile si trovassero nella parte più calda del reattore (ovvero, dove si verificavano i tassi di dose più elevati) durante le normali operazioni piuttosto che nelle parti del reattore che erano più calde durante un rilascio anomalo. Una seconda carenza dell'apparecchiatura era il misuratore di potenza del reattore, che era calibrato per le normali operazioni e letto basso durante la ricottura. Come risultato del secondo ciclo di riscaldamento, il 9 ottobre la temperatura della grafite è aumentata, specialmente nella parte anteriore inferiore del reattore, dove alcuni rivestimenti avevano ceduto a causa del precedente rapido aumento della temperatura. Sebbene il 9 ottobre si siano verificati numerosi piccoli rilasci di iodio, i rilasci non sono stati riconosciuti fino al 10 ottobre, quando il misuratore di attività dello stack ha mostrato un aumento significativo (che non è stato considerato molto significativo). Infine, nel pomeriggio del 10 ottobre, altri monitoraggi (sito di Calder) hanno segnalato il rilascio di radioattività. Gli sforzi per raffreddare il reattore forzando l'aria attraverso di esso non solo fallirono, ma in realtà aumentarono l'entità della radioattività rilasciata.

I rilasci stimati dall'incidente di Windscale sono stati di 0.74 PBq ¹³¹I, 0.22 PBq di cesio-137 (¹³⁷Cs), 3.0 TBq (10¹²Bq) di stronzio-89 (⁸⁹Sr) e 0.33 TBq di stronzio-90
(⁹⁰Signore). Il più alto rateo di dose assorbita gamma fuori sede era di circa 35 μGy/h a causa dell'attività aerea. Le letture dell'attività aerea intorno agli impianti di Windscale e Calder spesso erano da 5 a 10 volte i livelli massimi consentiti, con picchi occasionali di 150 volte i livelli consentiti. Un divieto di latte esteso su un raggio di circa 420 km.

Durante le operazioni di messa sotto controllo del reattore, 14 lavoratori hanno ricevuto dosi equivalenti superiori a 30 mSv per trimestre solare, con la dose massima equivalente a 46 mSv per trimestre solare.

Le lezioni apprese

Ci sono state molte lezioni apprese riguardo alla progettazione e al funzionamento del reattore all'uranio naturale. Anche le inadeguatezze relative alla strumentazione del reattore e alla formazione degli operatori del reattore sollevano punti analoghi all'incidente di Three Mile Island (vedi sotto).

Non esistevano linee guida per l'esposizione ammissibile a breve termine allo iodio radioattivo negli alimenti. Il British Medical Research Council ha eseguito un'indagine e un'analisi rapide e approfondite. Molta ingegnosità è stata usata per derivare prontamente le concentrazioni massime ammissibili per ¹³¹io nel cibo. Lo studio Livelli di riferimento per l'emergenza che è derivato da questo incidente serve come base per le guide di pianificazione di emergenza ora utilizzate in tutto il mondo (Bryant 1969).

È stata ricavata un'utile correlazione per prevedere una significativa contaminazione da iodio radioattivo nel latte. È stato riscontrato che i livelli di radiazioni gamma nei pascoli che superavano 0.3 μGy/h producevano latte che superava 3.7 MBq/m³.

La dose assorbita dall'inalazione dell'esposizione esterna al radioiodio è trascurabile rispetto a quella derivante dal consumo di latte o dal consumo di latticini. In caso di emergenza, la spettroscopia gamma rapida è preferibile a procedure di laboratorio più lente.

Quindici squadre di due persone hanno eseguito indagini sulle radiazioni e ottenuto campioni. Venti persone sono state utilizzate per il coordinamento del campione e la segnalazione dei dati. Circa 150 radiochimici sono stati coinvolti nell'analisi del campionamento.

I filtri a pile di lana di vetro non sono soddisfacenti in condizioni di incidente.

Incidente dell'acceleratore petrolifero del Golfo del 4 ottobre 1967

I tecnici della Gulf Oil Company stavano utilizzando un acceleratore Van de Graaff da 3 MeV per l'attivazione dei campioni di suolo il 4 ottobre 1967. porta e la stanza bersaglio all'interno della porta hanno prodotto gravi esposizioni accidentali a tre persone. Un individuo ha ricevuto circa 1 Gy di dose equivalente a tutto il corpo, il secondo ha ricevuto quasi 3 Gy di dose equivalente a tutto il corpo e il terzo ha ricevuto circa 6 Gy di dose equivalente a tutto il corpo, oltre a circa 60 Gy alle mani e 30 Gy a i piedi.

Una delle vittime dell'incidente si è presentata al reparto medico, lamentando nausea, vomito e dolori muscolari generalizzati. I suoi sintomi inizialmente sono stati diagnosticati erroneamente come sintomi influenzali. Quando il secondo paziente è arrivato con approssimativamente gli stessi sintomi, è stato deciso che potrebbe aver ricevuto esposizioni significative alle radiazioni. I badge cinematografici lo hanno verificato. Il Dr. Niel Wald, Divisione di Salute Radiologica dell'Università di Pittsburgh, ha supervisionato i test di dosimetria e ha anche agito come medico coordinatore nel work-up e nel trattamento dei pazienti.

Il Dr. Wald fece trasportare molto rapidamente unità di filtraggio assoluto all'ospedale della Pennsylvania occidentale a Pittsburgh, dove erano stati ricoverati i tre pazienti. Ha installato questi filtri assoluti/a flusso laminare per pulire l'ambiente dei pazienti da tutti i contaminanti biologici. Queste unità di “isolamento inverso” sono state utilizzate sul paziente esposto a 1 Gy per circa 16 giorni, e sui pazienti esposti a 3 e 6 Gy per circa un mese e mezzo.

Il dottor E. Donnal Thomas dell'Università di Washington è arrivato per eseguire un trapianto di midollo osseo sul paziente da 6 Gy l'ottavo giorno dopo l'esposizione. Il fratello gemello del paziente ha servito come donatore di midollo osseo. Sebbene questo eroico trattamento medico abbia salvato la vita del paziente da 6 Gy, non si è potuto fare nulla per salvare le sue braccia e le sue gambe, ciascuna delle quali ha ricevuto una dose assorbita di decine di grigi.

Le lezioni apprese

Se si fosse seguita la semplice procedura operativa di utilizzare sempre un rilevatore quando si entra nella sala di esposizione, questo tragico incidente sarebbe stato evitato.

Almeno due interblocchi erano stati chiusi con nastro adesivo per lunghi periodi di tempo prima di questo incidente. La sconfitta degli interblocchi protettivi è intollerabile.

I controlli di manutenzione regolari avrebbero dovuto essere effettuati sugli interblocchi elettrici a chiave per l'acceleratore.

L'assistenza medica tempestiva ha salvato la vita della persona con la più alta esposizione. L'eroica procedura di un trapianto completo di midollo osseo insieme all'uso dell'isolamento inverso e all'assistenza medica di qualità sono stati tutti fattori importanti nel salvare la vita di questa persona.

I filtri di isolamento inverso possono essere ottenuti in poche ore per essere installati in qualsiasi ospedale per prendersi cura di pazienti altamente esposti.

In retrospettiva, le autorità mediche coinvolte con questi pazienti avrebbero raccomandato l'amputazione prima ea un livello definitivo entro due o tre mesi dall'esposizione. L'amputazione precoce riduce la probabilità di infezione, provoca un periodo più breve di dolore intenso, riduce i farmaci antidolorifici necessari per il paziente, riduce possibilmente la degenza ospedaliera del paziente e possibilmente contribuisce a una riabilitazione precoce. L'amputazione precoce dovrebbe, ovviamente, essere eseguita correlando le informazioni dosimetriche con le osservazioni cliniche.

L'incidente al reattore prototipo SL-1 (Idaho, USA, 3 gennaio 1961)

Questo è il primo (e ad oggi l'unico) incidente mortale nella storia delle operazioni dei reattori statunitensi. L'SL-1 è un prototipo di un piccolo Army Package Power Reactor (APPR) progettato per il trasporto aereo verso aree remote per la produzione di energia elettrica. Questo reattore è stato utilizzato per i test del carburante e per l'addestramento dell'equipaggio del reattore. È stato gestito nella remota località desertica della National Reactor Testing Station a Idaho Falls, Idaho, da Combustion Engineering per l'esercito degli Stati Uniti. L'SL-1 lo era non un reattore di potenza commerciale (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

Al momento dell'incidente, l'SL-1 era caricato con 40 elementi di combustibile e 5 pale dell'asta di controllo. Poteva produrre un livello di potenza di 3 MW (termici) ed era un reattore raffreddato ad acqua bollente e moderato.

L'incidente ha provocato la morte di tre militari. L'incidente è stato causato dal ritiro di una sola asta di comando per una distanza superiore a 1 m. Ciò ha causato la rapida criticità del reattore. Il motivo per cui un operatore di reattore esperto e autorizzato con molta esperienza nelle operazioni di rifornimento ha ritirato l'asta di controllo oltre il suo normale punto di arresto non è noto.

Una delle tre vittime dell'incidente era ancora viva quando il personale di primo intervento ha raggiunto per la prima volta la scena dell'incidente. I prodotti di fissione ad alta attività coprivano il suo corpo e si erano incastrati nella sua pelle. Parti della pelle della vittima registrate in eccesso di 4.4 Gy/h a 15 cm e hanno ostacolato il salvataggio e le cure mediche.

Le lezioni apprese

Nessun reattore progettato dopo l'incidente di SL-1 può essere portato allo stato "prontamente critico" con una singola asta di controllo.

Tutti i reattori devono disporre di misuratori di rilevamento portatili in loco con portate superiori a 20 mGy/h. Si consigliano misuratori di rilievo con portata massima di 10 Gy/h.

Nota: l'incidente di Three Mile Island ha dimostrato che 100 Gy/h è l'intervallo richiesto per le misurazioni sia gamma che beta.

Sono necessarie strutture di trattamento in cui un paziente altamente contaminato possa ricevere cure mediche definitive con ragionevoli garanzie per il personale addetto. Poiché la maggior parte di queste strutture si troverà in cliniche con altre missioni in corso, il controllo dei contaminanti radioattivi trasportati dall'aria e dall'acqua potrebbe richiedere disposizioni speciali.

Macchine a raggi X, industriali e analitiche

Le esposizioni accidentali da sistemi a raggi X sono numerose e spesso comportano esposizioni estremamente elevate a piccole porzioni del corpo. Non è insolito che i sistemi di diffrazione di raggi X producano velocità di dose assorbita di 5 Gy/s a 10 cm dal fuoco del tubo. A distanze più brevi, spesso sono stati misurati tassi di 100 Gy/s. Il raggio è solitamente stretto, ma anche un'esposizione di pochi secondi può provocare gravi lesioni locali (Lubenau et al. 1967; Lindell 1968; Haynie e Olsher 1981; ANSI 1977).

Poiché questi sistemi sono spesso utilizzati in circostanze "non di routine", si prestano alla produzione di esposizioni accidentali. I sistemi a raggi X comunemente usati nelle normali operazioni sembrano essere ragionevolmente sicuri. Il guasto dell'apparecchiatura non ha causato esposizioni gravi.

Lezioni apprese dalle esposizioni accidentali ai raggi X

La maggior parte delle esposizioni accidentali si è verificata durante usi non di routine quando l'apparecchiatura è stata parzialmente smontata o le coperture degli schermi sono state rimosse.

Nelle esposizioni più gravi è mancata un'istruzione adeguata del personale e del personale addetto alla manutenzione.

Se fossero stati utilizzati metodi semplici e sicuri per garantire che i tubi a raggi X fossero spenti durante le riparazioni e la manutenzione, molte esposizioni accidentali sarebbero state evitate.

Gli operatori e il personale addetto alla manutenzione che lavorano con queste macchine devono utilizzare dosimetri da dito o da polso.

Se fossero stati necessari interblocchi, molte esposizioni accidentali sarebbero state evitate.

L'errore dell'operatore è stato una concausa nella maggior parte degli incidenti. La mancanza di involucri adeguati o una scarsa progettazione della schermatura spesso peggioravano la situazione.

Iincidenti radiografici industriali

Dagli anni '1950 fino agli anni '1970, il più alto tasso di incidenti da radiazioni per una singola attività è stato costantemente per le operazioni radiografiche industriali (IAEA 1969, 1977). Gli organismi di regolamentazione nazionali continuano a lottare per ridurre il tasso attraverso una combinazione di regolamenti migliorati, severi requisiti di formazione e politiche di ispezione e applicazione sempre più severe (USCFR 1990). Questi sforzi normativi hanno generalmente avuto successo, ma si verificano ancora molti incidenti associati alla radiografia industriale. La legislazione che consente ingenti sanzioni pecuniarie può essere lo strumento più efficace per mantenere la sicurezza dalle radiazioni focalizzata nella mente della gestione della radiografia industriale (e anche, quindi, nella mente dei lavoratori).

Cause di incidenti radiografici industriali

Formazione dei lavoratori. La radiografia industriale ha probabilmente requisiti di istruzione e formazione inferiori rispetto a qualsiasi altro tipo di impiego delle radiazioni. Pertanto, i requisiti di formazione esistenti devono essere applicati rigorosamente.

Incentivo alla produzione dei lavoratori. Per anni, l'enfasi principale per i radiografi industriali è stata posta sulla quantità di radiografie di successo prodotte al giorno. Questa pratica può portare ad azioni non sicure nonché al mancato uso occasionale della dosimetria del personale in modo che il superamento dei limiti di dose equivalente non venga rilevato.

Mancanza di sondaggi adeguati. L'indagine approfondita dei suini di origine (contenitori di stoccaggio) (figura 1) dopo ogni esposizione è molto importante. La mancata esecuzione di queste indagini è la singola causa più probabile di esposizioni non necessarie, molte delle quali non registrate, dal momento che i radiografi industriali usano raramente dosimetri a mano o con le dita (figura 1).

Figura 1. Telecamera per radiografia industriale

Problemi di attrezzatura. A causa dell'uso intenso di telecamere radiografiche industriali, i meccanismi di avvolgimento della sorgente possono allentarsi e impedire alla sorgente di ritrarsi completamente nella sua posizione di conservazione sicura (punto A nella figura 1). Ci sono anche molti casi di guasti all'interblocco dell'armadio che causano l'esposizione accidentale del personale.

Progettazione di piani di emergenza

Esistono molte linee guida eccellenti, sia generali che specifiche, per la progettazione di piani di emergenza. Alcuni riferimenti sono particolarmente utili. Questi sono dati nelle letture suggerite alla fine di questo capitolo.

Prima stesura del piano e delle procedure di emergenza

In primo luogo, si deve valutare l'intero inventario del materiale radioattivo per la struttura in oggetto. Quindi gli incidenti credibili devono essere analizzati in modo da poter determinare i probabili termini massimi di rilascio della fonte. Successivamente, il piano e le sue procedure devono consentire agli operatori dell'impianto di:

1. riconoscere una situazione di incidente
2. classificare l'infortunio in base alla gravità
3. adottare misure per mitigare l'incidente
4. effettuare notifiche tempestive
5. chiedere aiuto in modo efficiente e rapido
6. quantificare i rilasci
7. tenere traccia delle esposizioni sia in sede che fuori sede, nonché mantenere le esposizioni di emergenza ALARA
8. recuperare la struttura il più rapidamente possibile
9. tenere registri accurati e dettagliati.

Tipi di incidenti associati ai reattori nucleari

Segue un elenco, dal più probabile al meno probabile, dei tipi di incidenti associati ai reattori nucleari. (L'incidente del reattore non nucleare, di tipo industriale generale, è di gran lunga il più probabile.)

1. Rilascio inatteso di basso livello di materiale radioattivo con esposizione minima o nulla alle radiazioni esterne del personale. Solitamente si verifica durante revisioni importanti o durante la spedizione di resina esaurita o combustibile esaurito. Le perdite del sistema di raffreddamento e le fuoriuscite di campioni di refrigerante sono spesso cause di diffusione della contaminazione radioattiva.
2. Esposizione esterna imprevista del personale. Questo di solito si verifica durante le revisioni importanti o la manutenzione ordinaria.
3. Il prossimo incidente più probabile è una combinazione di diffusione della contaminazione, contaminazione del personale ed esposizione esterna alle radiazioni del personale di basso livello. Questi incidenti si verificano nelle stesse condizioni di cui ai punti 1 e 2 di cui sopra.
4. Grossa contaminazione della superficie dovuta a una perdita importante del sistema di raffreddamento del reattore oa una perdita di refrigerante del combustibile esaurito.
5. Schegge o particelle di grandi dimensioni di CRUD attivato (vedere la definizione di seguito) all'interno o sulla pelle, orecchie o occhi.
6. Esposizione ad alto livello alle radiazioni del personale dell'impianto. Questo di solito è causato dalla disattenzione.
7. Rilascio di quantità piccole ma superiori a quelle consentite di scorie radioattive al di fuori del perimetro dell'impianto. Questo è solitamente associato a fallimenti umani.
8. Fusione del reattore. Probabilmente si verificherebbe una grave contaminazione fuori sede più un'elevata esposizione del personale.
9. Escursione del reattore (tipo di incidente SL-1).

Radionuclidi attesi da incidenti nei reattori raffreddati ad acqua:

• prodotti di corrosione ed erosione attivati ​​(comunemente noti come CRUDELE) nel liquido di raffreddamento; ad esempio, cobalto-60 o -58 (⁶⁰co, ⁵⁸Co), ferro-59 (⁵⁹Fe), manganese-58 (⁵⁸Mn) e tantalio-183 (¹⁸³Ta)
• prodotti di fissione di basso livello solitamente presenti nel refrigerante; per esempio, iodio-131 (¹³¹I) e cesio-137 (¹³⁷C)
• in reattori ad acqua bollente, 1 e 2 sopra più degassamento continuo di bassi livelli di trizio 
• (³H) e gas radioattivi nobili come xeno-133 e -135 (¹³³Che cosa, ¹³⁵Xe), argon-41 (⁴¹Ar) e cripto-85 (⁸⁵Kr)
• trizio (³H) fabbricato all'interno del nucleo al ritmo di 1.3 × 10^-4 atomi di ³H per fissione (solo una frazione di questo lascia il combustibile).

Figura 2. Esempio di piano di emergenza di una centrale nucleare, sommario

Tipico piano di emergenza della centrale nucleare, sommario

La Figura 2 è un esempio di sommario per un piano di emergenza di una centrale nucleare. Tale piano dovrebbe includere ogni capitolo mostrato ed essere personalizzato per soddisfare i requisiti locali. Un elenco delle tipiche procedure di implementazione del reattore di potenza è riportato in figura 3.

Figura 3. Tipiche procedure di implementazione del reattore di potenza

Monitoraggio ambientale radiologico durante gli incidenti

Questo compito è spesso chiamato EREMP (programma di monitoraggio ambientale radiologico di emergenza) nelle grandi strutture.

Una delle lezioni più importanti apprese dalla Commissione di regolamentazione nucleare degli Stati Uniti e da altre agenzie governative dall'incidente di Three Mile Island è stata che non è possibile implementare con successo l'EREMP in uno o due giorni senza un'ampia pianificazione preventiva. Sebbene il governo degli Stati Uniti abbia speso molti milioni di dollari per monitorare l'ambiente attorno alla centrale nucleare di Three Mile Island durante l'incidente, meno di 5^% dei rilasci totali sono stati misurati. Ciò era dovuto a una pianificazione preliminare scarsa e inadeguata.

Progettazione di programmi di monitoraggio ambientale radiologico di emergenza

L'esperienza ha dimostrato che l'unico EREMP di successo è quello progettato nel programma di monitoraggio ambientale radiologico di routine. Durante i primi giorni dell'incidente di Three Mile Island, si è appreso che un EREMP efficace non può essere istituito con successo in un giorno o due, indipendentemente da quanta manodopera e denaro vengano impiegati per il programma.

Luoghi di campionamento

Tutte le sedi del programma di monitoraggio ambientale radiologico di routine saranno utilizzate durante il monitoraggio degli incidenti a lungo termine. Inoltre, è necessario allestire una serie di nuove posizioni in modo che le squadre di rilevamento motorizzate abbiano posizioni predeterminate in ciascuna porzione di ciascun settore di 22½° (vedere la figura 3). Generalmente, i luoghi di campionamento saranno in aree con strade. Tuttavia, devono essere fatte eccezioni per siti normalmente inaccessibili ma potenzialmente occupati come campeggi e sentieri escursionistici entro circa 16 km sottovento rispetto all'incidente.

Figura 3. Designazioni di settori e zone per i punti di campionamento e monitoraggio radiologico all'interno delle zone di pianificazione di emergenza

La figura 3 mostra la designazione del settore e della zona per i punti di monitoraggio delle radiazioni e dell'ambiente. Si possono designare settori di 22½° con direzioni cardinali (ad esempio, N, NNEe NE) o con lettere semplici (ad esempio, A attraverso R). Tuttavia, l'uso delle lettere è sconsigliato perché si confondono facilmente con la notazione direzionale. Ad esempio, è meno confuso usare il direzionale W per ovest piuttosto che la lettera N.

Ogni posizione di campionamento designata dovrebbe essere visitata durante un'esercitazione pratica in modo che le persone responsabili del monitoraggio e del campionamento abbiano familiarità con la posizione di ciascun punto e siano a conoscenza di "spazi morti" radio, strade dissestate, problemi nel trovare le posizioni al buio e così via. Dal momento che nessuna esercitazione coprirà tutte le località prestabilite all'interno della zona di protezione di emergenza di 16 km, le esercitazioni devono essere progettate in modo che tutti i punti campione vengano alla fine visitati. Spesso vale la pena predeterminare la capacità dei veicoli della squadra di rilevamento di comunicare con ogni punto pre-designato. Le posizioni effettive dei punti campione sono scelte utilizzando gli stessi criteri del REMP (NRC 1980); ad esempio, linea di sito, area minima di esclusione, individuo più vicino, comunità più vicina, scuola più vicina, ospedale, casa di cura, allevamento di animali da latte, orto, fattoria e così via.

Squadra di monitoraggio radiologico

Durante un incidente che comporta rilasci significativi di materiali radioattivi, le squadre di monitoraggio radiologico dovrebbero monitorare continuamente sul campo. Dovrebbero inoltre monitorare continuamente in loco se le condizioni lo consentono. Normalmente, queste squadre monitoreranno le radiazioni ambientali gamma e beta e campionano l'aria per la presenza di particelle radioattive e alogeni.

Queste squadre devono essere ben addestrate in tutte le procedure di monitoraggio, incluso il monitoraggio delle proprie esposizioni, ed essere in grado di trasmettere accuratamente questi dati alla stazione base. Dettagli come il tipo di rilevatore, il numero di serie e lo stato di finestra aperta o chiusa devono essere accuratamente riportati su fogli di registro ben progettati.

All'inizio di un'emergenza, una squadra di monitoraggio dell'emergenza potrebbe dover monitorare per 12 ore senza interruzione. Dopo il periodo iniziale, tuttavia, il tempo sul campo per la squadra di indagine dovrebbe essere ridotto a otto ore con almeno una pausa di 30 minuti.

Poiché potrebbe essere necessaria una sorveglianza continua, devono essere predisposte procedure per fornire cibo e bevande alle squadre di indagine, strumenti e batterie sostitutivi e per il trasferimento avanti e indietro dei filtri dell'aria.

Anche se le squadre di indagine lavoreranno probabilmente 12 ore per turno, sono necessari tre turni al giorno per fornire una sorveglianza continua. Durante l'incidente di Three Mile Island, un minimo di cinque squadre di monitoraggio sono state dispiegate contemporaneamente per le prime due settimane. La logistica per supportare tale sforzo deve essere attentamente pianificata in anticipo.

Squadra di campionamento ambientale radiologico

I tipi di campioni ambientali prelevati durante un incidente dipendono dal tipo di rilasci (trasportati dall'aria o dall'acqua), dalla direzione del vento e dal periodo dell'anno. I campioni di suolo e di acqua potabile devono essere prelevati anche in inverno. Anche se i rilasci di radioalogeni potrebbero non essere rilevati, i campioni di latte dovrebbero essere prelevati a causa del grande fattore di bioaccumulo.

Molti campioni alimentari e ambientali devono essere prelevati per rassicurare il pubblico anche se ragioni tecniche potrebbero non giustificare lo sforzo. Inoltre, questi dati possono essere preziosi durante eventuali successivi procedimenti legali.

I fogli di registro pre-pianificati che utilizzano procedure di dati fuori sede attentamente studiate sono essenziali per i campioni ambientali. Tutte le persone che prelevano campioni ambientali dovrebbero aver dimostrato una chiara comprensione delle procedure e aver documentato la formazione sul campo.

Se possibile, la raccolta dei dati dei campioni ambientali fuori sede dovrebbe essere effettuata da un gruppo fuori sede indipendente. È inoltre preferibile che i campioni ambientali di routine vengano prelevati dallo stesso gruppo fuori sede, in modo che il prezioso gruppo in loco possa essere utilizzato per altre raccolte di dati durante un incidente.

È da notare che durante l'incidente di Three Mile Island è stato raccolto ogni singolo campione ambientale che avrebbe dovuto essere prelevato e nessun campione ambientale è andato perso. Ciò si è verificato anche se il tasso di campionamento è aumentato di un fattore superiore a dieci rispetto ai tassi di campionamento pre-incidente.

Apparecchiature per il monitoraggio delle emergenze

L'inventario delle apparecchiature di monitoraggio di emergenza dovrebbe essere almeno il doppio di quello necessario in un dato momento. Gli armadietti dovrebbero essere collocati intorno ai complessi nucleari in vari luoghi in modo che nessun incidente possa negare l'accesso a tutti questi armadietti. Per garantire la prontezza, l'attrezzatura dovrebbe essere inventariata e la sua calibrazione controllata almeno due volte l'anno e dopo ogni esercitazione. I furgoni e gli autocarri nei grandi impianti nucleari dovrebbero essere completamente attrezzati per la sorveglianza di emergenza sia all'interno che all'esterno del sito.

I laboratori di conteggio in loco possono essere inutilizzabili durante un'emergenza. Pertanto, è necessario prendere accordi preliminari per un laboratorio di conteggio alternativo o mobile. Questo è ora un requisito per le centrali nucleari statunitensi (USNRC 1983).

Il tipo e la sofisticatezza delle apparecchiature di monitoraggio ambientale dovrebbero soddisfare i requisiti per assistere al peggior incidente credibile dell'impianto nucleare. Di seguito è riportato un elenco delle tipiche apparecchiature di monitoraggio ambientale necessarie per le centrali nucleari:

1. Le apparecchiature per il campionamento dell'aria dovrebbero includere unità funzionanti a batteria per il campionamento a breve termine e funzionanti a corrente alternata con registratori a nastro e capacità di allarme per la sorveglianza a lungo termine.
2. Le apparecchiature per il campionamento dei liquidi devono contenere campionatori continui. I campionatori devono essere utilizzabili nell'ambiente locale, non importa quanto sia duro.
3. I misuratori di rilevamento gamma portatili per il lavoro implantare dovrebbero avere una portata massima di 100 Gy/h e apparecchiature di rilevamento separate dovrebbero essere in grado di misurare la radiazione beta fino a 100 Gy/h.
4. In loco, la dosimetria del personale deve includere capacità di misurazione beta, nonché dosimetri termoluminescenti a dito (TLD) (figura 4). Potrebbe essere necessaria anche un'altra dosimetria delle estremità. In caso di emergenza sono sempre necessari ulteriori set di dosimetri di controllo. Potrebbe essere necessario un lettore TLD portatile per collegarsi al computer della stazione tramite modem telefonico in luoghi di emergenza. Le squadre di indagine interne, come le squadre di soccorso e riparazione, dovrebbero disporre di dosimetri tascabili a bassa e alta portata, nonché di dosimetri di allarme preimpostati. È necessario riflettere attentamente sui livelli di dose prestabiliti per le squadre che potrebbero trovarsi in aree ad alta radiazione.
5. Le forniture di indumenti protettivi dovrebbero essere fornite nei luoghi di emergenza e nei veicoli di emergenza. Dovrebbero essere disponibili indumenti protettivi supplementari di riserva in caso di incidenti che si protraggono per un lungo periodo di tempo.
6. I dispositivi di protezione delle vie respiratorie devono trovarsi in tutti gli armadietti e i veicoli di emergenza. Elenchi aggiornati del personale addestrato alla respirazione dovrebbero essere tenuti in ciascuna delle principali aree di stoccaggio delle attrezzature di emergenza.
7. I veicoli mobili dotati di radio sono essenziali per le squadre di monitoraggio delle radiazioni di emergenza. L'ubicazione e la disponibilità dei veicoli di riserva devono essere note.
8. L'attrezzatura del team di rilevamento ambientale deve essere conservata in un luogo conveniente, preferibilmente fuori sede, in modo che sia sempre disponibile.
9. I kit di emergenza dovrebbero essere collocati nel centro di supporto tecnico e nella struttura di emergenza fuori sede in modo che le squadre di ispezione sostitutive non debbano recarsi in loco per ricevere l'attrezzatura ed essere schierate.
10. Per un grave incidente che comporta il rilascio di materiali radioattivi nell'aria, devono essere predisposti per l'uso di elicotteri e aeroplani monomotore per la sorveglianza aerea.

Figura 4. Un tecnico di radiologia industriale che indossa un badge TLD e un dosimetro termoluminescente ad anello (facoltativo negli Stati Uniti)

L'analisi dei dati

L'analisi dei dati ambientali durante un incidente grave dovrebbe essere spostata il prima possibile in un luogo fuori sede come la struttura fuori sede di emergenza.

Devono essere stabilite linee guida prestabilite su quando i dati dei campioni ambientali devono essere comunicati alla direzione. Il metodo e la frequenza per il trasferimento dei dati dei campioni ambientali alle agenzie governative dovrebbero essere concordati all'inizio dell'incidente.

Lezioni di fisica sanitaria e radiochimica apprese dall'incidente di Three Mile Island

Erano necessari consulenti esterni per svolgere le seguenti attività perché i fisici fitosanitari erano completamente occupati da altri compiti durante le prime ore dell'incidente di Three Mile Island del 28 marzo 1979:

• valutazione del rilascio di effluenti radioattivi (gassoso e liquido), compresa la raccolta dei campioni, il coordinamento dei laboratori per il conteggio dei campioni, il controllo di qualità dei laboratori, la raccolta dei dati, l'analisi dei dati, la generazione di rapporti, la distribuzione dei dati alle agenzie governative e al proprietario della centrale elettrica
• valutazione della dose, comprese le indagini sulla sovraesposizione sospetta ed effettiva, la contaminazione cutanea e le indagini sulla deposizione interna, i modelli di esposizione significativa e i calcoli della dose
• programma di monitoraggio ambientale radiologico, compreso il coordinamento completo del prelievo di campioni, l'analisi dei dati, la generazione e la distribuzione di rapporti, le notifiche dei punti di azione, l'espansione del programma per la situazione dell'incidente e quindi la contrazione del programma fino a un anno dopo l'incidente
• speciali studi di dosimetria beta, compresi studi sullo stato dell'arte nel monitoraggio del personale beta, modellazione della dose beta alla pelle da contaminanti radioattivi, confronti tra tutti i sistemi di dosimetria del personale beta-gamma TLD disponibili in commercio.

L'elenco di cui sopra include esempi di attività che il tipico personale di fisica sanitaria di utilità non può svolgere adeguatamente durante un incidente grave. Il personale di fisica sanitaria di Three Mile Island era molto esperto, competente e competente. Hanno lavorato dalle 15 alle 20 ore al giorno per le prime due settimane dall'incidente senza interruzione. Tuttavia, i requisiti aggiuntivi causati dall'incidente erano così numerosi che non erano in grado di svolgere molte importanti attività di routine che normalmente sarebbero state eseguite facilmente.

Le lezioni apprese dall'incidente di Three Mile Island includono:

Ingresso edificio ausiliario durante l'incidente

1. Tutte le voci devono essere su un nuovo permesso di lavoro per radiazioni esaminato dal fisico sanitario senior in loco e firmato dal sovrintendente dell'unità o dal sostituto designato.
2. La sala di controllo appropriata dovrebbe avere il controllo assoluto su tutte le voci degli edifici ausiliari e di gestione del carburante. Nessun ingresso deve essere consentito a meno che un fisico sanitario non sia al punto di controllo durante l'ingresso.
3. Non dovrebbero essere consentite voci senza un misuratore di rilevamento correttamente funzionante di portata adeguata. Un controllo a campione della risposta del misuratore deve essere eseguito immediatamente prima dell'ingresso.
4. È necessario ottenere la storia dell'esposizione di tutte le persone prima del loro ingresso in un'area ad alta radiazione.
5. Esposizioni consentite durante l'ingresso, indipendentemente dall'importanza dell'attività assegnata.

Campionamento primario del refrigerante durante l'incidente

1. Tutti i campioni da prelevare su un nuovo permesso di lavoro per radiazioni devono essere esaminati dal fisico sanitario senior in loco e firmati dal sovrintendente dell'unità o dal sostituto.
2. Non devono essere prelevati campioni di refrigerante a meno che non si indossi un dosimetro da estremità.
3. Nessun campione di refrigerante deve essere prelevato senza la disponibilità di guanti schermati e pinze lunghe almeno 60 cm nel caso in cui un campione sia più radioattivo del previsto.
4. Nessun campione di refrigerante dovrebbe essere prelevato senza uno schermo personale di vetro al piombo in posizione nel caso in cui un campione sia più radioattivo del previsto.
5. Il prelievo di campioni deve essere interrotto se è probabile che l'esposizione di un'estremità o di tutto il corpo superi i livelli prefissati indicati nel permesso di lavoro alle radiazioni.
6. Le esposizioni significative dovrebbero essere distribuite tra più lavoratori, se possibile.
7. Tutti i casi di contaminazione cutanea in eccesso rispetto ai livelli di azione entro 24 ore devono essere riesaminati.

Ingresso sala valvole di reintegro

1. Devono essere eseguiti rilievi dell'area beta e gamma utilizzando rilevatori remoti con portata massima appropriata.
2. L'ingresso iniziale in un'area con un tasso di dose assorbita superiore a 20 mGy/h deve essere preventivamente esaminato per verificare che l'esposizione alle radiazioni sia mantenuta al livello più basso ragionevolmente possibile.
3. Quando si sospettano perdite d'acqua, è necessario rilevare la possibile contaminazione del pavimento.
4. Deve essere messo in atto un programma coerente per il tipo e il posizionamento della dosimetria del personale.
5. Con persone che entrano in un'area con un tasso di dose assorbita superiore a 20 mGy/h, i TLD devono essere valutati immediatamente dopo l'uscita.
6. È necessario verificare che tutti i requisiti per il permesso di lavoro per le radiazioni siano stati soddisfatti prima dell'ingresso in un'area con un tasso di dose assorbita superiore a 20 mGy/h.
7. Gli ingressi a tempo controllato nelle aree pericolose devono essere cronometrati da un fisico sanitario.

Azioni di protezione e sorveglianza ambientale fuori sede dal punto di vista del governo locale

1. Prima di iniziare un protocollo di campionamento, dovrebbero essere stabiliti i criteri per interromperlo.
2. Non dovrebbero essere consentite interferenze esterne.
3. Dovrebbero essere predisposte diverse linee telefoniche riservate. I numeri dovrebbero essere cambiati dopo ogni crisi.
4. Le capacità dei sistemi di misurazione aerea sono migliori di quanto la maggior parte delle persone pensi.
5. Un registratore dovrebbe essere a portata di mano e i dati registrati regolarmente.
6. Mentre è in corso l'episodio acuto, la lettura dei giornali, il guardare la televisione e l'ascolto della radio dovrebbero essere abbandonati poiché queste attività non fanno che aumentare le tensioni esistenti.
7. La consegna del cibo e altri comfort come i posti letto dovrebbero essere pianificati in quanto potrebbe essere impossibile tornare a casa per un po'.
8. Dovrebbero essere pianificate capacità analitiche alternative. Anche un piccolo incidente può alterare in modo significativo i livelli di radiazione di fondo del laboratorio.
9. Va notato che si spenderà più energia per evitare decisioni errate che per affrontare problemi reali.
10. Dovrebbe essere chiaro che le emergenze non possono essere gestite da postazioni remote.
11. Va notato che le raccomandazioni di azioni protettive non sono suscettibili di voto in commissione.
12. Tutte le chiamate non essenziali vanno messe in attesa, le perditempo vanno riattaccate.

L'incidente radiologico di Goiânia del 1985

A 51 TBq ¹³⁷L'unità di teleterapia Cs è stata rubata da una clinica abbandonata a Goiânia, in Brasile, intorno al 13 settembre 1985. Due persone in cerca di rottami metallici hanno portato a casa l'assemblaggio originale dell'unità di teleterapia e hanno tentato di smontare le parti. La velocità di dose assorbita dal gruppo sorgente era di circa 46 Gy/h a 1 m. Non capivano il significato del simbolo di radiazione a tre lame sulla capsula sorgente.

La capsula della sorgente si è rotta durante lo smontaggio. Cloruro di cesio-137 altamente solubile (¹³⁷La polvere di CsCl) è stata erogata in una parte di questa città di 1,000,000 di persone e ha causato uno dei più gravi incidenti con sorgenti sigillate della storia.

Dopo lo smontaggio, i resti dell'assemblaggio originale sono stati venduti a un rigattiere. Ha scoperto che il ¹³⁷La polvere CsCl brillava nell'oscurità con un colore blu (presumibilmente, questa era la radiazione di Cerenkov). Pensava che la polvere potesse essere una pietra preziosa o addirittura soprannaturale. Molti amici e parenti sono venuti a vedere il "meraviglioso" bagliore. Parti della fonte sono state date a un certo numero di famiglie. Questo processo è continuato per circa cinque giorni. A questo punto un certo numero di persone aveva sviluppato i sintomi della sindrome gastrointestinale a causa dell'esposizione alle radiazioni.

Ai pazienti che si sono recati in ospedale con gravi disturbi gastrointestinali è stata diagnosticata erroneamente una reazione allergica a qualcosa che hanno mangiato. Un paziente che ha avuto gravi effetti sulla pelle a causa della manipolazione della fonte è stato sospettato di avere qualche malattia tropicale della pelle ed è stato inviato al Tropical Disease Hospital.

Questa tragica sequenza di eventi è continuata inosservata da personale esperto per circa due settimane. Molte persone strofinato il ¹³⁷CsCl in polvere sulla loro pelle in modo che potessero brillare di blu. La sequenza avrebbe potuto continuare molto più a lungo se una delle persone irradiate alla fine collegò le malattie con la capsula sorgente. Ha preso i resti del ¹³⁷Fonte CsCl su un autobus diretto al dipartimento di sanità pubblica di Goiânia, dove l'ha lasciato. Un fisico medico in visita ha esaminato la fonte il giorno successivo. Ha intrapreso azioni di sua iniziativa per evacuare due aree di discarica e per informare le autorità. La rapidità e l'entità complessiva della risposta del governo brasiliano, una volta venuto a conoscenza dell'incidente, sono state impressionanti.

Circa 249 persone sono state contaminate. Cinquantaquattro sono stati ricoverati in ospedale. Quattro persone sono morte, una delle quali era una bambina di sei anni che ha ricevuto una dose interna di circa 4 Gy dall'ingestione di circa 1 GBq (10⁹ Bq) di ¹³⁷Cs.

Risposta all'incidente

Gli obiettivi della fase di risposta iniziale erano:

• individuare i principali siti di contaminazione
• evacuare le abitazioni dove i livelli di radioattività superavano i livelli di intervento adottati
• stabilire controlli fisici sanitari intorno a queste aree, impedendo l'accesso ove necessario
• identificare le persone che hanno subito dosi significative o sono state contaminate.

Il team medico inizialmente:

• al suo arrivo a Goiânia, ha raccolto storie e classificato in base ai sintomi della sindrome acuta da radiazioni
• ha inviato tutti i pazienti con radiazioni acute all'ospedale di Goiânia (che è stato istituito in anticipo per il controllo della contaminazione e dell'esposizione)
• trasferito per via aerea il giorno successivo i sei pazienti più critici al centro di assistenza terziaria di un ospedale navale di Rio de Janeiro (successivamente altri otto pazienti sono stati trasferiti in questo ospedale)
• preso accordi per la dosimetria delle radiazioni citogenetiche
• gestione medica basata su ciascun paziente sul decorso clinico di quel paziente
• ha dato istruzioni informali al personale del laboratorio clinico per diminuire le loro paure (la comunità medica di Goiânia era riluttante ad aiutare).

Fisici sanitari:

• medici assistiti nella dosimetria delle radiazioni, nel biotest e nella decontaminazione della pelle
• analisi coordinata e interpretata di 4,000 campioni di urina e feci in un periodo di quattro mesi
• corpo intero ha contato 600 individui
• monitoraggio coordinato della radiocontaminazione di 112,000 individui (249 contaminati)
• ha eseguito un'indagine aerea di intere città e periferie utilizzando rivelatori NaI assemblati frettolosamente
• ha eseguito rilevamenti con rivelatore NaI montato automaticamente su oltre 2,000 km di strade
• impostare livelli di azione per la decontaminazione di persone, edifici, automobili, suolo e così via
• coordinato 550 lavoratori impiegati negli sforzi di decontaminazione
• demolizione coordinata di sette case e decontaminazione di 85 case
• trasporto coordinato di 275 autotreni di rifiuti contaminati
• decontaminazione coordinata di 50 veicoli
• confezionamento coordinato di 3,500 mc di rifiuti contaminati
• utilizzati 55 misuratori di rilevamento, 23 monitor di contaminazione e 450 dosimetri ad autolettura.

Risultati

Pazienti con sindrome acuta da radiazioni

Quattro pazienti sono deceduti a seguito di dosi assorbite comprese tra 4 e 6 Gy. Due pazienti hanno mostrato una grave depressione del midollo osseo, ma sono sopravvissuti nonostante le dosi assorbite di 6.2 e 7.1 Gy (stima citogenetica). Quattro pazienti sono sopravvissuti con dosi assorbite stimate da 2.5 a 4 Gy.

Lesione cutanea indotta da radiazioni

Diciannove dei venti pazienti ricoverati presentavano lesioni cutanee indotte da radiazioni, iniziate con gonfiore e formazione di vesciche. Queste lesioni successivamente si sono rotte e hanno secreto fluido. Dieci delle diciannove lesioni cutanee hanno sviluppato lesioni profonde circa quattro o cinque settimane dopo l'irradiazione. Queste lesioni profonde erano indicative di una significativa esposizione ai raggi gamma dei tessuti più profondi.

Tutte le lesioni cutanee erano contaminate da ¹³⁷Cs, con dosi assorbite fino a 15 mGy/h.

La bambina di sei anni che ha ingerito 1 TBq di ¹³⁷Cs (e che morì un mese dopo) presentava una contaminazione cutanea generalizzata con una media di 3 mGy/h.

Un paziente ha richiesto un'amputazione circa un mese dopo l'esposizione. L'imaging del pool di sangue è stato utile per determinare la demarcazione tra arteriole ferite e normali.

Risultato di contaminazione interna

I test statistici non hanno mostrato differenze significative tra i carichi corporei determinati dal conteggio del corpo intero rispetto a quelli determinati dai dati sull'escrezione urinaria.

Sono stati convalidati i modelli che correlavano i dati del saggio biologico con le assunzioni e il carico corporeo. Questi modelli erano applicabili anche per diversi gruppi di età.

Il blu di Prussia è stato utile per promuovere l'eliminazione di ¹³⁷CsCl dal corpo (se il dosaggio era superiore a 3 Gy/d).

Diciassette pazienti hanno ricevuto diuretici per l'eliminazione di ¹³⁷Carico corporeo CsCl. Questi diuretici erano inefficaci nella decorporazione ¹³⁷Cs e il loro uso è stato interrotto.

Decontaminazione della pelle

Decontaminazione della pelle con acqua e sapone, acido acetico e biossido di titanio (TiO₂) è stato eseguito su tutti i pazienti. Questa decontaminazione ha avuto successo solo in parte. Si supponeva che la sudorazione provocasse la ricontaminazione della pelle dal ¹³⁷Carico corporeo di Cs.

Le lesioni cutanee contaminate sono molto difficili da decontaminare. La desquamazione della pelle necrotica ha ridotto significativamente i livelli di contaminazione.

Studio di follow-up sulla valutazione della dose di analisi citogenetica

La frequenza delle aberrazioni nei linfociti in momenti diversi dopo l'incidente ha seguito tre modelli principali:

In due casi le frequenze di incidenza delle aberrazioni sono rimaste costanti fino a un mese dopo l'incidente e sono scese a circa 30^% della frequenza iniziale tre mesi dopo.

In due casi una diminuzione graduale di circa 20^% ogni tre mesi è stato trovato.

In due dei casi di maggiore contaminazione interna si sono verificati aumenti nella frequenza di incidenza delle aberrazioni (di circa 50^% e 100^%) per un periodo di tre mesi.

Studi successivi su ¹³⁷Cs pesi corporei

• Dosi effettive impegnate dai pazienti seguite da saggio biologico.
• Seguirono gli effetti dell'amministrazione blu di Prussia.
• in vivo misurazioni per 20 persone effettuate su campioni di sangue, ferite e organi per cercare una distribuzione non omogenea di ¹³⁷Cs e la sua ritenzione nei tessuti corporei.
• Una donna e il suo neonato studiati per cercare ritenzione e trasferimento da parte dell'allattamento.

Livelli di azione per l'intervento

L'evacuazione della casa è stata raccomandata per tassi di dose assorbita superiori a 10 μGy/h a 1 m di altezza all'interno della casa.

La decontaminazione correttiva di proprietà, vestiti, suolo e cibo era basata su una persona non superiore a 5 mGy in un anno. L'applicazione di questo criterio per diversi percorsi ha comportato la decontaminazione dell'interno di una casa se la dose assorbita poteva superare 1 mGy in un anno e la decontaminazione del suolo se il tasso di dose assorbita poteva superare 4 mGy in un anno (3 mGy da radiazioni esterne e 1 mGy da radiazione interna).

L'incidente dell'unità 4 del reattore nucleare di Chernobyl del 1986

Descrizione generale dell'incidente

Il peggior incidente al reattore nucleare del mondo si è verificato il 26 aprile 1986 durante un test di ingegneria elettrica a bassissima potenza. Per eseguire questo test, alcuni sistemi di sicurezza sono stati disattivati ​​o bloccati.

Questa unità era un modello RBMK-1000, il tipo di reattore che ne produceva circa 65^% di tutta l'energia nucleare prodotta in URSS. Era un reattore ad acqua bollente moderato da grafite che generava 1,000 MW di elettricità (MWe). L'RBMK-1000 non ha un edificio di contenimento sottoposto a test di pressione e non è comunemente costruito nella maggior parte dei paesi.

Il reattore è diventato subito critico e ha prodotto una serie di esplosioni di vapore. Le esplosioni hanno fatto saltare l'intera parte superiore del reattore, distrutto la sottile struttura che lo copriva e provocato una serie di incendi sugli spessi tetti di asfalto delle unità 3 e 4. I rilasci radioattivi sono durati dieci giorni e 31 persone sono morte. La delegazione dell'URSS presso l'Agenzia internazionale per l'energia atomica ha studiato l'incidente. Hanno affermato che gli esperimenti RBMK dell'Unità 4 di Chernobyl che hanno causato l'incidente non avevano ricevuto l'approvazione richiesta e che le regole scritte sulle misure di sicurezza del reattore erano inadeguate. La delegazione ha inoltre affermato: "Il personale coinvolto non era adeguatamente preparato per i test e non era a conoscenza dei possibili pericoli". Questa serie di test ha creato le condizioni per la situazione di emergenza e ha portato a un incidente al reattore che i più credevano non potesse mai verificarsi.

Rilascio dei prodotti di fissione dell'incidente dell'Unità 4 di Chernobyl

Attività totale rilasciata

Circa 1,900 PBq di prodotti di fissione e combustibile (che insieme sono stati etichettati corio dal Three Mile Island Accident Recovery Team) sono stati rilasciati nei dieci giorni che ci sono voluti per spegnere tutti gli incendi e sigillare l'Unità 4 con un materiale di schermatura che assorbe i neutroni. L'unità 4 è ora un sarcofago di acciaio e cemento permanentemente sigillato che contiene correttamente il corium residuo dentro e intorno ai resti del nocciolo del reattore distrutto.

Il 1,900% dei XNUMX PBq è stato rilasciato il primo giorno dell'incidente. Il resto è stato rilasciato nei nove giorni successivi.

I rilasci radiologicamente più significativi sono stati 270 PBq di ¹³¹I, 8.1 PBq di ⁹⁰Sr e 37 PBq of ¹³⁷CS. Questo può essere paragonato all'incidente di Three Mile Island, che ha rilasciato 7.4 TBq of ¹³¹io e non misurabile ⁹⁰Signore o ¹³⁷Cs.

Dispersione ambientale di materiali radioattivi

I primi rilasci sono andati generalmente in direzione nord, ma i rilasci successivi sono andati verso le direzioni ovest e sud-ovest. Il primo pennacchio è arrivato in Svezia e Finlandia il 27 aprile. I programmi di monitoraggio ambientale radiologico delle centrali nucleari hanno immediatamente scoperto il rilascio e allertato il mondo dell'incidente. Parte di questo primo pennacchio è andato alla deriva in Polonia e nella Germania dell'Est. I pennacchi successivi si sono diffusi nell'Europa centrale e orientale il 29 e 30 aprile. Successivamente, il Regno Unito ha visto l'uscita di Chernobyl il 2 maggio, seguito da Giappone e Cina il 4 maggio, India il 5 maggio e Canada e Stati Uniti il ​​5 e 6 maggio. L'emisfero australe non ha riferito di aver rilevato questo pennacchio.

La deposizione del pennacchio è stata governata principalmente dalle precipitazioni. Il pattern di ricaduta dei principali radionuclidi (¹³¹I, ¹³⁷C, ¹³⁴Cs, e ⁹⁰Sr) era molto variabile, anche all'interno dell'URSS. Il rischio maggiore proveniva dall'irradiazione esterna dovuta alla deposizione superficiale, nonché dall'ingestione di alimenti contaminati.

Conseguenze radiologiche dell'incidente dell'Unità 4 di Chernobyl

Conseguenze generali acute sulla salute

Due persone sono morte immediatamente, una durante il crollo dell'edificio e una 5.5 ore dopo per le ustioni termiche. Altri 28 membri del personale del reattore e dell'equipaggio dei vigili del fuoco sono morti per lesioni da radiazioni. Le dosi di radiazioni alla popolazione fuori sede erano inferiori ai livelli che possono causare effetti immediati di radiazioni.

L'incidente di Chernobyl ha quasi raddoppiato il totale mondiale dei decessi dovuti a incidenti dovuti a radiazioni fino al 1986 (da 32 a 61). (È interessante notare che i tre morti dell'incidente del reattore SL-1 negli Stati Uniti sono elencati come dovuti a un'esplosione di vapore e che anche i primi due morti a Chernobyl non sono elencati come morti per incidente da radiazioni.)

Fattori che hanno influenzato le conseguenze sulla salute in loco dell'incidente

La dosimetria del personale per le persone in loco a più alto rischio non era disponibile. L'assenza di nausea o vomito per le prime sei ore dopo l'esposizione indicava in modo affidabile quei pazienti che avevano ricevuto dosi assorbite inferiori a quelle potenzialmente fatali. Questa era anche una buona indicazione di pazienti che non richiedevano cure mediche immediate a causa dell'esposizione alle radiazioni. Questa informazione insieme ai dati sul sangue (diminuzione del numero di linfociti) è stata più utile dei dati di dosimetria del personale.

Gli indumenti protettivi pesanti dei vigili del fuoco (una tela porosa) hanno consentito ai prodotti di fissione ad alta attività specifica di entrare in contatto con la pelle nuda. Queste dosi beta hanno causato gravi ustioni cutanee e sono state un fattore significativo in molti dei decessi. Cinquantasei lavoratori hanno ricevuto gravi ustioni cutanee. Le ustioni erano estremamente difficili da curare e costituivano un serio elemento di complicanza. Hanno reso impossibile la decontaminazione dei pazienti prima del trasporto negli ospedali.

Non c'erano carichi corporei di materiale radioattivo interno clinicamente significativo in questo momento. Solo due persone avevano un carico corporeo elevato (ma non clinicamente significativo).

Delle circa 1,000 persone sottoposte a screening, 115 sono state ricoverate in ospedale a causa della sindrome acuta da radiazioni. Otto assistenti medici che lavoravano in loco sono incorsi nella sindrome acuta da radiazioni.

Come previsto, non c'erano prove di esposizione ai neutroni. (Il test cerca sodio-24 (²⁴Na) nel sangue.)

Fattori che hanno influenzato le conseguenze sulla salute fuori sede dell'incidente

Le azioni di protezione pubblica possono essere suddivise in quattro periodi distinti.

1. Le prime 24 h: Il pubblico sottovento è rimasto al chiuso con porte e finestre chiuse. La distribuzione di ioduro di potassio (KI) è iniziata per bloccare l'assorbimento da parte della tiroide ¹³¹I.
2. Da uno a sette giorni: Pripyat è stata evacuata dopo che sono state stabilite vie di evacuazione sicure. Furono istituite stazioni di decontaminazione. La regione di Kiev è stata evacuata. Il numero totale di persone evacuate è stato di oltre 88,000.
3. Da una a sei settimane: Il numero totale delle persone evacuate è salito a 115,000. Tutti questi sono stati esaminati dal punto di vista medico e reinsediati. Lo ioduro di potassio è stato somministrato a 5.4 milioni di russi, compresi 1.7 milioni di bambini. Le dosi tiroidee sono state ridotte di circa 80-90^%. Decine di migliaia di bovini sono stati rimossi dalle aree contaminate. Latte e prodotti alimentari locali sono stati vietati su una vasta area (come dettato dai livelli di intervento derivati).
4. Dopo 6 settimane: il cerchio di evacuazione del raggio di 30 km è stato suddiviso in tre sottozone: (a) una zona da 4 a 5 km in cui non è previsto il rientro del pubblico nel prossimo futuro, (b) una zona da 5 a 10 km in cui è limitato il il rientro del pubblico sarà consentito dopo un tempo specifico e (c) una zona da 10 a 30 km in cui il pubblico potrà eventualmente rientrare.

Un grande sforzo è stato profuso nella decontaminazione delle aree fuori sede.

La dose radiologica totale alla popolazione dell'URSS è stata segnalata dal Comitato scientifico delle Nazioni Unite sugli effetti delle radiazioni atomiche (UNSCEAR) in 226,000 Sv-persona (72,000 Sv-persona commessi durante il primo anno). L'equivalente di dose collettiva stimata a livello mondiale è dell'ordine di 600,000 persone-Sv. Il tempo e ulteriori studi perfezioneranno questa stima (UNSCEAR 1988).

Organizzazioni internazionali

International Atomic Energy Agency

PO Box 100

A-1400 Vienna

AUSTRIA

Commissione internazionale sulle unità e misure di radiazione

Viale Woodmont 7910

Bethesda, Maryland 20814

Stati Uniti d'America

Commissione internazionale per la protezione radiologica

Casella postale n. 35

Didcot, nell'Oxfordshire

OX11RJ

Regno Unito

Associazione internazionale per la protezione dalle radiazioni

Università di Tecnologia di Eindhoven

PO Box 662

5600 AR Eindhoven

OLANDA

Comitato delle Nazioni Unite sugli effetti delle radiazioni atomiche

ASSOCIATI BERNAM

Unità di montaggio 4611-F

Lanham, Maryland 20706-4391

Stati Uniti d'America

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