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48. Radiazioni: ionizzanti

Editor del capitolo: Robert N. Cherry, Jr.


 

Sommario

Introduzione
Robert N. Cherry, Jr.

Biologia delle radiazioni ed effetti biologici
Arthur C. Upton

Fonti di radiazioni ionizzanti
Robert N. Cherry, Jr.

Progettazione del posto di lavoro per la sicurezza dalle radiazioni
Gordon M.Lodde

Sicurezza contro le radiazioni
Robert N. Cherry, Jr.

Pianificazione e gestione degli incidenti da radiazioni
Sydney W.Porter, Jr.

Giovedi, 24 marzo 2011 18: 50

Introduzione

Le radiazioni ionizzanti sono ovunque. Arriva dallo spazio come raggi cosmici. È nell'aria sotto forma di emissioni di radon radioattivo e della sua progenie. Gli isotopi radioattivi presenti in natura entrano e rimangono in tutti gli esseri viventi. È inevitabile. In effetti, tutte le specie su questo pianeta si sono evolute in presenza di radiazioni ionizzanti. Mentre gli esseri umani esposti a piccole dosi di radiazioni potrebbero non mostrare immediatamente alcun effetto biologico apparente, non c'è dubbio che le radiazioni ionizzanti, se somministrate in quantità sufficienti, possono causare danni. Questi effetti sono ben noti sia in natura che in grado.

Mentre le radiazioni ionizzanti possono causare danni, hanno anche molti usi benefici. L'uranio radioattivo genera elettricità nelle centrali nucleari in molti paesi. In medicina, i raggi X producono radiografie per la diagnosi di lesioni interne e malattie. I medici di medicina nucleare usano materiale radioattivo come traccianti per formare immagini dettagliate delle strutture interne e per studiare il metabolismo. I radiofarmaci terapeutici sono disponibili per il trattamento di disturbi come l'ipertiroidismo e il cancro. I medici di radioterapia usano raggi gamma, fasci di pioni, fasci di elettroni, neutroni e altri tipi di radiazioni per curare il cancro. Gli ingegneri utilizzano materiale radioattivo nelle operazioni di registrazione dei pozzi petroliferi e nei misuratori di densità dell'umidità del suolo. I radiografi industriali utilizzano i raggi X nel controllo di qualità per esaminare le strutture interne dei dispositivi fabbricati. I segnali di uscita negli edifici e negli aerei contengono trizio radioattivo per farli brillare al buio in caso di interruzione di corrente. Molti rilevatori di fumo nelle case e negli edifici commerciali contengono americio radioattivo.

Questi molteplici usi delle radiazioni ionizzanti e dei materiali radioattivi migliorano la qualità della vita e aiutano la società in molti modi. I benefici di ogni utilizzo devono sempre essere confrontati con i rischi. I rischi possono essere per i lavoratori direttamente coinvolti nell'applicazione delle radiazioni o del materiale radioattivo, per il pubblico, per le generazioni future e per l'ambiente o per qualsiasi combinazione di questi. Al di là delle considerazioni politiche ed economiche, i benefici devono sempre superare i rischi quando si tratta di radiazioni ionizzanti.

Radiazione ionizzante

Le radiazioni ionizzanti sono costituite da particelle, compresi i fotoni, che provocano la separazione degli elettroni dagli atomi e dalle molecole. Tuttavia, anche alcuni tipi di radiazioni di energia relativamente bassa, come la luce ultravioletta, possono causare ionizzazione in determinate circostanze. Per distinguere questi tipi di radiazioni dalle radiazioni che causano sempre la ionizzazione, un limite di energia inferiore arbitrario per le radiazioni ionizzanti di solito è fissato a circa 10 kiloelettronvolt (keV).

Le radiazioni direttamente ionizzanti sono costituite da particelle cariche. Tali particelle includono elettroni energetici (a volte chiamati negatroni), positroni, protoni, particelle alfa, mesoni carichi, muoni e ioni pesanti (atomi ionizzati). Questo tipo di radiazione ionizzante interagisce con la materia principalmente attraverso la forza di Coulomb, respingendo o attirando elettroni da atomi e molecole in virtù delle loro cariche.

Le radiazioni ionizzanti indirettamente sono costituite da particelle prive di carica. I tipi più comuni di radiazioni ionizzanti indirettamente sono i fotoni superiori a 10 keV (raggi X e raggi gamma) e tutti i neutroni.

I fotoni dei raggi X e dei raggi gamma interagiscono con la materia e causano la ionizzazione in almeno tre modi diversi:

    1. I fotoni a bassa energia interagiscono principalmente tramite l'effetto fotoelettrico, in cui il fotone cede tutta la sua energia a un elettrone, che poi lascia l'atomo o la molecola. Il fotone scompare.
    2. I fotoni di energia intermedia interagiscono principalmente attraverso l'effetto Compton, in cui il fotone e un elettrone si scontrano essenzialmente come particelle. Il fotone continua in una nuova direzione con energia ridotta mentre l'elettrone rilasciato si spegne con il resto dell'energia in arrivo (meno l'energia di legame dell'elettrone all'atomo o alla molecola).
    3. La produzione di coppie è possibile solo per fotoni con energia superiore a 1.02 MeV. (Tuttavia, vicino a 1.02 MeV, l'effetto Compton domina ancora. La produzione di coppie domina a energie più elevate.) Il fotone scompare e al suo posto appare una coppia elettrone-positrone (questo si verifica solo in prossimità di un nucleo a causa della considerazioni energetiche). L'energia cinetica totale della coppia elettrone-positrone è uguale all'energia del fotone meno la somma delle energie di massa a riposo dell'elettrone e del positrone (1.02 MeV). Questi elettroni e positroni energetici procedono quindi come radiazioni ionizzanti direttamente. Man mano che perde energia cinetica, un positrone alla fine incontrerà un elettrone e le particelle si annichileranno a vicenda. Due (solitamente) fotoni da 0.511 MeV vengono quindi emessi dal sito di annichilazione a 180 gradi l'uno dall'altro.

         

        un dato fotone può verificarsi uno qualsiasi di questi, tranne che la produzione di coppie è possibile solo per fotoni con energia maggiore di 1.022 MeV. L'energia del fotone e il materiale con cui interagisce determinano quale interazione è più probabile che si verifichi.

        La Figura 1 mostra le regioni in cui ogni tipo di interazione fotonica domina in funzione dell'energia del fotone e del numero atomico dell'assorbitore.

        Figura 1. Importanza relativa delle tre principali interazioni dei fotoni nella materia

        ION010F1

        Le interazioni più comuni dei neutroni con la materia sono le collisioni anelastiche, la cattura (o attivazione) dei neutroni e la fissione. Tutte queste sono interazioni con i nuclei. Un nucleo che collide in modo anelastico con un neutrone viene lasciato a un livello di energia più elevato. Può rilasciare questa energia sotto forma di raggi gamma o emettendo una particella beta, o entrambi. Nella cattura di neutroni, un nucleo interessato può assorbire il neutrone ed espellere energia sotto forma di raggi gamma o raggi X o particelle beta, o entrambi. Le particelle secondarie quindi causano la ionizzazione come discusso sopra. Nella fissione, un nucleo pesante assorbe il neutrone e si divide in due nuclei più leggeri che sono quasi sempre radioattivi.

        Quantità, unità e definizioni correlate

        La Commissione internazionale per le unità e le misure di radiazione (ICRU) sviluppa definizioni formali accettate a livello internazionale di quantità e unità di radiazione e radioattività. La Commissione internazionale per la protezione radiologica (ICRP) stabilisce anche gli standard per la definizione e l'uso di varie quantità e unità utilizzate nella radioprotezione. Segue una descrizione di alcune grandezze, unità e definizioni comunemente usate nella radioprotezione.

        Dose assorbita. Questa è la grandezza dosimetrica fondamentale per le radiazioni ionizzanti. Fondamentalmente, è l'energia che le radiazioni ionizzanti impartiscono alla materia per unità di massa. Formalmente,

        where D è la dose assorbita, de è l'energia media impartita alla materia di massa dm. La dose assorbita ha unità di joule per chilogrammo (J kg-1). Il nome speciale per l'unità di dose assorbita è il grigio (Gy).

        Attività. Questa quantità rappresenta il numero di trasformazioni nucleari da un dato stato di energia nucleare per unità di tempo. Formalmente,

        where A è l'attività, dN è il valore atteso del numero di transizioni nucleari spontanee dal dato stato energetico nell'intervallo di tempo dt. È correlato al numero di nuclei radioattivi N di:

        dove l è la costante di decadimento. L'attività ha unità di secondi inversi (s-1). Il nome speciale per l'unità di attività è il becquerel (Bq).

        Decadimento costante (l). Questa quantità rappresenta la probabilità per unità di tempo che si verifichi una trasformazione nucleare per un dato radionuclide. La costante di decadimento ha unità di secondi inversi (s-1). È correlato all'emivita t½ di un radionuclide da:

        La costante di decadimento l è correlata alla vita media, t, di un radionuclide da:

        La dipendenza dal tempo dell'attività A(t) e del numero di nuclei radioattivi N(t) può essere espresso da ed  rispettivamente.

        Effetto biologico deterministico. Questo è un effetto biologico causato dalle radiazioni ionizzanti e la cui probabilità di accadimento è zero a piccole dosi assorbite ma aumenterà rapidamente fino all'unità (100%) al di sopra di un certo livello di dose assorbita (la soglia). L'induzione della cataratta è un esempio di effetto biologico stocastico.

        Dose efficace. La dose efficace E è la somma delle dosi equivalenti pesate in tutti i tessuti e gli organi del corpo. È una quantità di radioprotezione, quindi il suo uso non è appropriato per grandi dosi assorbite erogate in un periodo di tempo relativamente breve. Esso è dato da:

        where w T è il fattore di ponderazione del tessuto e HT è la dose equivalente per il tessuto T. La dose efficace ha unità di J kg-1. Il nome speciale per l'unità di dose efficace è il sievert (Sv).

        Dose equivalente. La dose equivalente HT è la dose assorbita mediata su un tessuto o organo (piuttosto che in un punto) e ponderata per la qualità della radiazione che interessa. È una quantità di radioprotezione, quindi il suo uso non è appropriato per grandi dosi assorbite erogate in un periodo di tempo relativamente breve. La dose equivalente è data da:

        where DT, R è la dose assorbita mediata sul tessuto o organo T dovuta alla radiazione R e w R
        è il fattore di ponderazione della radiazione. La dose equivalente ha unità di J kg-1. Il nome speciale per l'unità di dose equivalente è il sievert (Sv).

        Metà vita. Questa quantità è la quantità di tempo necessaria affinché l'attività di un campione di radionuclidi si riduca di un fattore della metà. Equivalentemente, è la quantità di tempo necessaria affinché un dato numero di nuclei in un dato stato radioattivo si riduca di un fattore della metà. Ha unità fondamentali di secondi (s), ma è anche comunemente espresso in ore, giorni e anni. Per un dato radionuclide, emivita t½ è correlato alla costante di decadimento l da:

        Trasferimento di energia lineare. Questa quantità è l'energia che una particella carica impartisce alla materia per unità di lunghezza mentre attraversa la materia. Formalmente,

        where L è il trasferimento di energia lineare (chiamato anche potere di arresto collisione lineare) e De è l'energia media persa dalla particella nell'attraversare una distanza dl. Il trasferimento lineare di energia (LET) ha unità di J m-1.

        Vita media. Questa quantità è il tempo medio in cui uno stato nucleare sopravvive prima di subire una trasformazione in uno stato energetico inferiore emettendo radiazioni ionizzanti. Ha unità fondamentali di secondi (s), ma può anche essere espresso in ore, giorni o anni. È correlato alla costante di decadimento da:

        dove t è la durata media e l è la costante di decadimento per un dato nuclide in un dato stato energetico.

        Fattore di ponderazione delle radiazioni. Questo è un numero w R che, per un dato tipo ed energia di radiazione R, è rappresentativo dei valori dell'efficacia biologica relativa di quella radiazione nell'indurre effetti stocastici a basse dosi. I valori di w R sono correlati al trasferimento lineare di energia (LET) e sono riportati nella tabella 1. La figura 2 (sul retro) mostra la relazione tra w R e LET per i neutroni.

        Tabella 1. Fattori di ponderazione della radiazione wR

        Tipo e gamma di energia

        wR 1

        Fotoni, tutte le energie

        1

        Elettroni e muoni, tutte le energie2

        1

        Neutroni, energia 10 keV

        5

        Da 10 keV a 100 keV

        10

        da >100 keV a 2 MeV

        20

        da >2 MeV a 20 MeV

        10

        >20 MegaV

        5

        Protoni, diversi dai protoni di rinculo, energia >2 MeV

        5

        Particelle alfa, frammenti di fissione, nuclei pesanti

        20

        1 Tutti i valori si riferiscono alla radiazione incidente sul corpo o, per sorgenti interne, emessa dalla sorgente.

        2 Escludendo gli elettroni Auger emessi dai nuclei legati al DNA.

        Efficacia biologica relativa (RBE). L'RBE di un tipo di radiazione rispetto a un altro è il rapporto inverso delle dosi assorbite che producono lo stesso grado di un punto finale biologico definito.

        Figura 2. Fattori di ponderazione della radiazione per i neutroni (la curva liscia deve essere trattata come un'approssimazione)

        ION010F2

        Effetto biologico stocastico. Si tratta di un effetto biologico causato dalle radiazioni ionizzanti la cui probabilità di accadimento aumenta all'aumentare della dose assorbita, probabilmente senza soglia, ma la cui gravità è indipendente dalla dose assorbita. Il cancro è un esempio di effetto biologico stocastico.

        Fattore di ponderazione dei tessuti w T. Questo rappresenta il contributo del tessuto o dell'organo T al danno totale dovuto a tutti gli effetti stocastici derivanti dall'irraggiamento uniforme di tutto il corpo. Viene utilizzato perché la probabilità di effetti stocastici dovuti a una dose equivalente dipende dal tessuto o dall'organo irradiato. Una dose equivalente uniforme su tutto il corpo dovrebbe fornire una dose efficace numericamente uguale alla somma delle dosi efficaci per tutti i tessuti e gli organi del corpo. Pertanto, la somma di tutti i fattori di ponderazione dei tessuti è normalizzata all'unità. La tabella 2 fornisce i valori per i fattori di ponderazione dei tessuti.

        Tabella 2. Fattori di ponderazione dei tessuti wT

        Tessuto o organo

        wT 1

        gonadi

        0.20

        Midollo osseo (rosso)

        0.12

        Colon

        0.12

        Polmone

        0.12

        Stomaco

        0.12

        Vescica

        0.05

        Seno

        0.05

        Fegato

        0.05

        Esofago

        0.05

        Tiroide

        0.05

        Pelle

        0.01

        Superficie ossea

        0.01

        Resto

        0.052, 3

        1 I valori sono stati sviluppati da una popolazione di riferimento composta da un numero uguale di entrambi i sessi e da un'ampia gamma di età. Nella definizione di dose efficace si applicano ai lavoratori, all'intera popolazione e all'uno o all'altro sesso.

        2 Ai fini del calcolo, il resto è composto dai seguenti tessuti e organi aggiuntivi: ghiandole surrenali, cervello, intestino crasso superiore, intestino tenue, reni, muscoli, pancreas, milza, timo e utero. L'elenco include organi che possono essere irradiati selettivamente. Alcuni organi nell'elenco sono noti per essere suscettibili all'induzione del cancro.

        3 Nei casi eccezionali in cui uno solo dei restanti tessuti o organi riceve una dose equivalente in eccesso rispetto alla dose più elevata in uno qualsiasi dei dodici organi per i quali è specificato un fattore di ponderazione, a tale tessuto dovrebbe essere applicato un fattore di ponderazione di 0.025 o organo e un fattore di ponderazione di 0.025 alla dose media nel resto del resto come sopra definito.

         

        Di ritorno

        Dopo la sua scoperta da parte di Roentgen nel 1895, i raggi X furono introdotti così rapidamente nella diagnosi e nel trattamento delle malattie che le lesioni dovute all'eccessiva esposizione alle radiazioni iniziarono a essere riscontrate quasi immediatamente nei pionieri delle radiazioni, che dovevano ancora rendersi conto dei pericoli (Brown 1933). Le prime lesioni di questo tipo erano prevalentemente reazioni cutanee sulle mani di coloro che lavoravano con le prime apparecchiature per le radiazioni, ma nel giro di un decennio erano stati segnalati anche molti altri tipi di lesioni, inclusi i primi tumori attribuiti alle radiazioni (Stone 1959).

        Per tutto il secolo successivo a queste prime scoperte, lo studio degli effetti biologici delle radiazioni ionizzanti ha ricevuto un impulso continuo dai crescenti usi delle radiazioni in medicina, scienza e industria, nonché dalle applicazioni pacifiche e militari dell'energia atomica. Di conseguenza, gli effetti biologici delle radiazioni sono stati studiati più a fondo di quelli di qualsiasi altro agente ambientale. La conoscenza in evoluzione degli effetti delle radiazioni è stata influente nella definizione di misure per la protezione della salute umana contro molti altri pericoli ambientali oltre alle radiazioni.

        Natura e meccanismi degli effetti biologici delle radiazioni

        Deposizione di energia. A differenza di altre forme di radiazione, la radiazione ionizzante è in grado di depositare abbastanza energia localizzata per rimuovere gli elettroni dagli atomi con cui interagisce. Pertanto, poiché la radiazione si scontra casualmente con atomi e molecole nel passare attraverso le cellule viventi, dà origine a ioni e radicali liberi che rompono i legami chimici e provocano altri cambiamenti molecolari che danneggiano le cellule colpite. La distribuzione spaziale degli eventi ionizzanti dipende dal fattore di ponderazione della radiazione, w R della radiazione (vedi tabella 1 e figura 1).

        Tabella 1. Fattori di ponderazione della radiazione wR

        Tipo e gamma di energia

        wR 1

        Fotoni, tutte le energie

        1

        Elettroni e muoni, tutte le energie2

        1

        Neutroni, energia <10 keV

        5

        Da 10 keV a 100 keV

        10

        da >100 keV a 2 MeV

        20

        da >2 MeV a 20 MeV

        10

        >20 MegaV

        5

        Protoni, diversi dai protoni di rinculo, energia >2 MeV

        5

        Particelle alfa, frammenti di fissione, nuclei pesanti

        20

        1 Tutti i valori si riferiscono alla radiazione incidente sul corpo o, per sorgenti interne, emessa dalla sorgente.

        2 Escludendo gli elettroni Auger emessi dai nuclei legati al DNA.

        Figura 1. Differenze tra i vari tipi di radiazioni ionizzanti nel potere di penetrazione nei tessuti

        ION020F1

        Effetti sul DNA. Qualsiasi molecola nella cellula può essere alterata dalle radiazioni, ma il DNA è il bersaglio biologico più critico a causa della ridondanza limitata delle informazioni genetiche che contiene. Una dose assorbita di radiazioni abbastanza grande da uccidere la cellula media in divisione - 2 gray (Gy) - è sufficiente a causare centinaia di lesioni nelle sue molecole di DNA (Ward 1988). La maggior parte di tali lesioni sono riparabili, ma quelle prodotte da una radiazione densamente ionizzante (ad esempio, un protone o una particella alfa) sono generalmente meno riparabili di quelle prodotte da una radiazione scarsamente ionizzante (ad esempio, un raggio X o un raggio gamma) ( Goodhead 1988). Le radiazioni densamente ionizzanti (alto LET), quindi, hanno tipicamente un'efficacia biologica relativa (RBE) più elevata rispetto alle radiazioni scarsamente ionizzanti (basso LET) per la maggior parte delle forme di lesione (ICRP 1991).

        Effetti sui geni. Il danno al DNA che rimane non riparato o è mal riparato può essere espresso sotto forma di mutazioni, la cui frequenza sembra aumentare come funzione lineare, non soglia della dose, circa 10-5 a 10-6 per locus per Gy (NAS 1990). Il fatto che il tasso di mutazione sembri proporzionale alla dose viene interpretato nel senso che l'attraversamento del DNA da parte di una singola particella ionizzante può, in linea di principio, essere sufficiente a causare una mutazione (NAS 1990). Nelle vittime di incidenti di Chernobyl, la relazione dose-risposta per le mutazioni della glicoforina nelle cellule del midollo osseo è molto simile a quella osservata nei sopravvissuti alla bomba atomica (Jensen, Langlois e Bigbee 1995).

        Effetti sui cromosomi. I danni da radiazioni all'apparato genetico possono anche causare cambiamenti nel numero e nella struttura dei cromosomi, la cui frequenza è stata osservata aumentare con la dose nei lavoratori delle radiazioni, nei sopravvissuti alla bomba atomica e in altri esposti a radiazioni ionizzanti. La relazione dose-risposta per le aberrazioni cromosomiche nei linfociti del sangue umano (figura 2) è stata caratterizzata abbastanza bene in modo che la frequenza delle aberrazioni in tali cellule possa servire come un utile dosimetro biologico (IAEA 1986).

        Figura 2. Frequenza delle aberrazioni cromosomiche dicentriche nei linfociti umani in relazione a dose, rateo di dose e qualità dell'irradiazione in vitro

        ION020F2

         

        Effetti sulla sopravvivenza cellulare. Tra le prime reazioni all'irradiazione c'è l'inibizione della divisione cellulare, che compare subito dopo l'esposizione, variando sia in grado che in durata con la dose (figura 3). Sebbene l'inibizione della mitosi sia tipicamente transitoria, il danno da radiazioni ai geni e ai cromosomi può essere letale per le cellule in divisione, che sono altamente radiosensibili come classe (ICRP 1984). Misurata in termini di capacità proliferativa, la sopravvivenza delle cellule in divisione tende a diminuire esponenzialmente con l'aumentare della dose, da 1 a 2 Gy generalmente sufficienti a ridurre la popolazione sopravvissuta di circa il 50% (figura 4).

        Figura 3. Inibizione mitotica indotta dai raggi X nelle cellule epiteliali corneali di ratto

        ION020F3

         

        Figura 4. Tipiche curve dose-sopravvivenza per cellule di mammifero esposte a raggi X e neutroni veloci

         

        ION020F4

        Effetti sui tessuti. Le cellule mature, non in divisione, sono relativamente radioresistenti, ma le cellule in divisione in un tessuto sono radiosensibili e possono essere uccise in numero sufficiente dall'irradiazione intensiva per provocare l'atrofia del tessuto (figura 5). La rapidità di tale atrofia dipende dalla dinamica della popolazione cellulare all'interno del tessuto interessato; ovvero, negli organi caratterizzati da un ricambio cellulare lento, come il fegato e l'endotelio vascolare, il processo è tipicamente molto più lento che negli organi caratterizzati da un ricambio cellulare rapido, come il midollo osseo, l'epidermide e la mucosa intestinale (ICRP 1984). È degno di nota, inoltre, che se il volume del tessuto irradiato è sufficientemente piccolo, o se la dose viene accumulata gradualmente, la gravità della lesione può essere notevolmente ridotta dalla proliferazione compensatoria delle cellule sopravvissute.

        Figura 5. Sequenza caratteristica degli eventi nella patogenesi degli effetti non stocastici delle radiazioni ionizzanti

         ION020F5

        Manifestazioni cliniche di lesioni

        Tipi di effetti. Gli effetti delle radiazioni comprendono un'ampia varietà di reazioni, che variano notevolmente nelle loro relazioni dose-risposta, manifestazioni cliniche, tempistica e prognosi (Mettler e Upton 1995). Gli effetti sono spesso suddivisi, per comodità, in due grandi categorie: (1) ereditabile effetti, che sono espressi nei discendenti degli individui esposti, e (2) somatico effetti, che si esprimono negli stessi soggetti esposti. Questi ultimi includono effetti acuti, che si verificano relativamente presto dopo l'irradiazione, così come effetti tardivi (o cronici), come il cancro, che potrebbero non manifestarsi fino a mesi, anni o decenni dopo.

        Effetti acuti. Gli effetti acuti delle radiazioni derivano prevalentemente dall'esaurimento delle cellule progenitrici nei tessuti colpiti (figura 5) e possono essere provocati solo da dosi sufficientemente elevate da uccidere molte di queste cellule (ad esempio, tabella 2). Per questo motivo, tali effetti sono visti come non stocastico, o deterministico, in natura (ICRP 1984 e 1991), in contrasto con gli effetti mutageni e cancerogeni delle radiazioni, che sono visti come stocastico fenomeni risultanti da alterazioni molecolari casuali nelle singole cellule che aumentano come funzioni lineari non soglia della dose (NAS 1990; ICRP 1991).

        Tabella 2. Dosi soglia approssimative di radiazioni X terapeutiche frazionate convenzionalmente per effetti non stocastici clinicamente dannosi in vari tessuti

        Organo

        Infortunio a 5 anni

        Soglia
        dose (Gy)*

        Irradiazione
        campo (area)

        Pelle

        Ulcera, fibrosi grave

        55

        100 cm2

        Mucosa orale

        Ulcera, fibrosi grave

        60

        50 cm2

        Esofago

        Ulcera, stenosi

        60

        75 cm2

        Stomaco

        Ulcera, perforazione

        45

        100 cm2

        Intestino tenue

        Ulcera, stenosi

        45

        100 cm2

        Colon

        Ulcera, stenosi

        45

        100 cm2

        Retto

        Ulcera, stenosi

        55

        100 cm2

        Ghiandole salivari

        xerostomia

        50

        50 cm2

        Fegato

        Insufficienza epatica, ascite

        35

        tutto

        Rene

        nephrosclerosis

        23

        tutto

        Vescica urinaria

        Ulcera, contrattura

        60

        tutto

        Prove

        Sterilità permanente

        5-15

        tutto

        ovaia

        Sterilità permanente

        2-3

        tutto

        Utero

        Necrosi, perforazione

        > 100

        tutto

        Vagina

        Ulcera, fistola

        90

        5 cm2

        Seno, bambino

        ipoplasia

        10

        5 cm2

        Seno, adulto

        Atrofia, necrosi

        > 50

        tutto

        Polmone

        Polmonite, fibrosi

        40

        lobo

        Capillari

        Teleangectasie, fibrosi

        50-60

        s

        Cuore

        Pericardite, pancardite

        40

        tutto

        Osso, bambino

        Crescita arrestata

        20

        10 cm2

        Osso, adulto

        Necrosi, frattura

        60

        10 cm2

        Cartilagine, bambino

        Crescita arrestata

        10

        tutto

        Cartilagine, adulto

        Necrosi

        60

        tutto

        Sistema nervoso centrale (cervello)

        Necrosi

        50

        tutto

        Midollo spinale

        Necrosi, transezione

        50

        5 cm2

        Occhio

        Panoftalmite, emorragia

        55

        tutto

        cornea

        Cheratite

        50

        tutto

        lente

        Cataratta

        5

        tutto

        Orecchio (interno)

        Sordità

        > 60

        tutto

        Tiroide

        Ipotiroidismo

        45

        tutto

        Surrenale

        Ipoadrenalismo

        > 60

        tutto

        Pituitaria

        ipopituitarismo

        45

        tutto

        Muscolo, bambino

        ipoplasia

        20-30

        tutto

        Muscolo, adulto

        Atrofia

        > 100

        tutto

        Midollo osseo

        ipoplasia

        2

        tutto

        Midollo osseo

        Ipoplasia, fibrosi

        20

        localizzata

        Linfonodi

        Atrofia

        33-45

        s

        linfatici

        Sclerosi

        50

        s

        Feto

        Morte

        2

        tutto

        * Dose che causa effetto nell'1-5% delle persone esposte.

        Fonte: Rubin e Casarett 1972.

        Le lesioni acute del tipo che erano prevalenti nei lavoratori pionieri delle radiazioni e nei primi pazienti in radioterapia sono state in gran parte eliminate grazie al miglioramento delle precauzioni di sicurezza e dei metodi di trattamento. Tuttavia, la maggior parte dei pazienti trattati con radiazioni oggi subisce ancora qualche lesione del tessuto normale che viene irradiato. Inoltre, continuano a verificarsi gravi incidenti dovuti alle radiazioni. Ad esempio, tra il 285 e il 1945 sono stati segnalati in vari paesi circa 1987 incidenti ai reattori nucleari (escluso l'incidente di Chernobyl), che hanno irradiato più di 1,350 persone, 33 delle quali mortalmente (Lushbaugh, Fry e Ricks 1987). Il solo incidente di Chernobyl ha rilasciato abbastanza materiale radioattivo da richiedere l'evacuazione di decine di migliaia di persone e animali da fattoria dall'area circostante, e ha causato malattie da radiazioni e ustioni in più di 200 tra personale di emergenza e vigili del fuoco, ferendone 31 mortalmente (UNSCEAR 1988 ). Gli effetti sulla salute a lungo termine del materiale radioattivo rilasciato non possono essere previsti con certezza, ma le stime dei conseguenti rischi di effetti cancerogeni, basate su modelli di dose-incidenza senza soglia (discussi di seguito), implicano che possono verificarsi fino a 30,000 ulteriori decessi per cancro in la popolazione dell'emisfero settentrionale durante i successivi 70 anni a seguito dell'incidente, anche se è probabile che i tumori aggiuntivi in ​​un dato paese siano troppo pochi per essere rilevabili epidemiologicamente (USDOE 1987).

        Meno catastrofici, ma molto più numerosi, degli incidenti ai reattori sono stati gli incidenti che hanno coinvolto sorgenti di raggi gamma mediche e industriali, che hanno anche causato feriti e perdite di vite umane. Ad esempio, lo smaltimento improprio di una fonte di radioterapia al cesio-137 a Goiânia, in Brasile, nel 1987, ha provocato l'irradiazione di dozzine di vittime ignare, quattro delle quali mortali (UNSCEAR 1993).

        Una discussione completa delle lesioni da radiazioni va oltre lo scopo di questa revisione, ma le reazioni acute dei tessuti più radiosensibili sono di interesse diffuso e sono, pertanto, descritte brevemente nelle sezioni seguenti.

        Pelle. Le cellule nello strato germinale dell'epidermide sono altamente radiosensibili. Di conseguenza, una rapida esposizione della pelle a una dose di 6 Sv o più provoca eritema (arrossamento) nell'area esposta, che compare entro un giorno circa, dura in genere alcune ore ed è seguito da due a quattro settimane dopo da una o più ondate di eritema più profonde e prolungate, nonché per epilazione (perdita di capelli). Se la dose supera i 10-20 Sv, entro 1984-XNUMX settimane possono insorgere vesciche, necrosi e ulcerazioni, seguite da fibrosi del derma e della vascolarizzazione sottostanti, che possono portare ad atrofia e a una seconda ondata di ulcerazioni mesi o anni dopo (ICRP XNUMX ).

        Midollo osseo e tessuto linfoide. I linfociti sono anche altamente radiosensibili; una dose da 2 a 3 Sv somministrata rapidamente a tutto il corpo può ucciderne abbastanza da deprimere la conta dei linfociti periferici e compromettere la risposta immunitaria in poche ore (UNSCEAR 1988). Le cellule emopoietiche nel midollo osseo sono similmente radiosensibili e sono sufficientemente impoverite da una dose comparabile da causare granulocitopenia e trombocitopenia entro tre-cinque settimane. Tali riduzioni della conta dei granulociti e delle piastrine possono essere abbastanza gravi dopo una dose maggiore da provocare emorragia o infezione fatale (tabella 3).

        Tabella 3. Principali forme e caratteristiche della sindrome acuta da radiazioni

        Tempo dopo
        irradiazione

        Forma cerebrale
        (>50 Gy)

        Gastro-
        forma intestinale
        (10-20 Gy)

        Forma emopoietica
        (2-10 Gy)

        Forma polmonare
        (>6 Gy ai polmoni)

        Il primo giorno

        nausea
        vomito
        diarrea
        mal di testa
        disorientamento
        atassia
        coma
        convulsioni
        morte

        nausea
        vomito
        diarrea

        nausea
        vomito
        diarrea

        nausea
        vomito

        Seconda settimana

         

        nausea
        vomito
        diarrea
        febbre
        eritema
        prostrazione
        morte

           

        Dal terzo al sesto
        settimana

           

        debolezza
        fatica
        anoressia
        febbre
        emorragia
        depilazione
        recupero (?)
        Morte (?)

         

        Dal secondo all'ottavo
        mese

             

        tosse
        dispnea
        febbre
        dolore al petto
        respiratorio
        fallimento (?)

        Fonte: UNSCEAR 1988.

        Intestino. Anche le cellule staminali nell'epitelio che riveste l'intestino tenue sono estremamente radiosensibili, l'esposizione acuta a 10 Sv riduce il loro numero a sufficienza da causare la denudazione dei villi intestinali sovrastanti in pochi giorni (ICRP 1984; UNSCEAR 1988). La denudazione di un'ampia area della mucosa può provocare una sindrome simile alla dissenteria fulminante e rapidamente fatale (tabella 3).

        gonadi. Gli spermatozoi maturi possono sopravvivere a dosi elevate (100 Sv), ma gli spermatogoni sono così radiosensibili che appena 0.15 Sv erogati rapidamente a entrambi i testicoli sono sufficienti a causare oligospermia e una dose da 2 a 4 Sv può causare sterilità permanente. Gli ovociti, allo stesso modo, sono radiosensibili, una dose da 1.5 a 2.0 Sv erogata rapidamente a entrambe le ovaie causando sterilità temporanea, e una dose maggiore, sterilità permanente, a seconda dell'età della donna al momento dell'esposizione (ICRP 1984).

        Vie respiratorie. Il polmone non è altamente radiosensibile, ma una rapida esposizione a una dose da 6 a 10 Sv può causare lo sviluppo di polmonite acuta nell'area esposta entro uno o tre mesi. Se è interessato un grande volume di tessuto polmonare, il processo può causare insufficienza respiratoria entro poche settimane o può portare a fibrosi polmonare e cuore polmonare mesi o anni dopo (ICRP 1984; UNSCEAR 1988).

        Lente dell'occhio. Le cellule dell'epitelio anteriore del cristallino, che continuano a dividersi per tutta la vita, sono relativamente radiosensibili. Di conseguenza, una rapida esposizione del cristallino a una dose superiore a 1 Sv può portare in pochi mesi alla formazione di una microscopica opacità polare posteriore; e da 2 a 3 Sv ricevuti in una singola breve esposizione - o da 5.5 a 14 Sv accumulati in un periodo di mesi - possono produrre una cataratta che compromette la vista (ICRP 1984).

        Altri tessuti. Rispetto ai tessuti sopra menzionati, altri tessuti del corpo sono generalmente sensibilmente meno radiosensibili (ad esempio, tabella 2); tuttavia, l'embrione costituisce un'eccezione notevole, come discusso di seguito. Degno di nota è anche il fatto che la radiosensibilità di ogni tessuto aumenta quando si trova in uno stato di rapida crescita (ICRP 1984).

        Lesione da radiazioni su tutto il corpo. La rapida esposizione di una parte importante del corpo a una dose superiore a 1 Gy può causare il sindrome acuta da radiazioni. Questa sindrome include: (1) uno stadio prodromico iniziale, caratterizzato da malessere, anoressia, nausea e vomito, (2) un successivo periodo di latenza, (3) una seconda fase (principale) della malattia e (4) infine, guarigione o morte (tabella 3). La fase principale della malattia assume tipicamente una delle seguenti forme, a seconda del luogo predominante del danno da radiazioni: (1) ematologica, (2) gastro-intestinale, (3) cerebrale o (4) polmonare (tabella 3).

        Lesioni da radiazioni localizzate. A differenza delle manifestazioni cliniche del danno acuto da radiazioni su tutto il corpo, che tipicamente sono drammatiche e tempestive, la reazione all'irradiazione nettamente localizzata, sia da una fonte di radiazioni esterna che da un radionuclide depositato internamente, tende ad evolversi lentamente e a produrre pochi sintomi o segni a meno che il volume di tessuto irradiato e/o la dose non siano relativamente grandi (per esempio, tabella 3).

        Effetti dei radionuclidi. Alcuni radionuclidi, ad esempio il trizio (3H), carbonio-14 (14C) e cesio-137 (137Cs) - tendono a distribuirsi sistemicamente e ad irradiare l'intero organismo, mentre altri radionuclidi sono caratteristicamente captati e concentrati in organi specifici, producendo lesioni corrispondentemente localizzate. Radio (Ra) e stronzio-90
        (90Sr), per esempio, sono depositati prevalentemente nelle ossa e quindi danneggiano principalmente i tessuti scheletrici, mentre lo iodio radioattivo si concentra nella ghiandola tiroidea, il sito principale di qualsiasi lesione risultante (Stannard 1988; Mettler e Upton 1995).

        Effetti cancerogeni

        Caratteristiche generali. La cancerogenicità delle radiazioni ionizzanti, manifestata per la prima volta all'inizio di questo secolo dall'insorgenza di tumori della pelle e leucemie nei lavoratori pionieri delle radiazioni (Upton 1986), è stata da allora ampiamente documentata da eccessi dose-dipendenti di molti tipi di neoplasie nei pittori radio-quadranti, minatori sotterranei di roccia dura, sopravvissuti alla bomba atomica, pazienti sottoposti a radioterapia e animali da laboratorio irradiati sperimentalmente (Upton 1986; NAS 1990).

        Le escrescenze benigne e maligne indotte dall'irradiazione richiedono tipicamente anni o decenni per comparire e non presentano caratteristiche note che le permettano di distinguerle da quelle prodotte da altre cause. Con poche eccezioni, inoltre, la loro induzione è stata rilevabile solo dopo dosi equivalenti relativamente elevate (0.5 Sv), ed è variata con il tipo di neoplasia, l'età e il sesso degli esposti (NAS 1990).

        meccanismi. I meccanismi molecolari della carcinogenesi da radiazioni restano da chiarire in dettaglio, ma negli animali da laboratorio e nelle cellule in coltura è stato osservato che gli effetti cancerogeni delle radiazioni includono effetti di inizio, effetti promotori ed effetti sulla progressione della neoplasia, a seconda delle condizioni sperimentali in domanda (NAS 1990). Gli effetti sembrano anche coinvolgere l'attivazione di oncogeni e/o l'inattivazione o la perdita di geni oncosoppressori in molti, se non tutti, i casi. Inoltre, gli effetti cancerogeni delle radiazioni assomigliano a quelli dei cancerogeni chimici in quanto modificabili in modo simile da ormoni, variabili nutrizionali e altri fattori modificanti (NAS 1990). È degno di nota, inoltre, che gli effetti delle radiazioni possono essere additivi, sinergici o reciprocamente antagonisti con quelli dei cancerogeni chimici, a seconda delle specifiche sostanze chimiche e delle condizioni di esposizione in questione (UNSCEAR 1982 e 1986).

        Relazione dose-effetto. I dati esistenti non sono sufficienti per descrivere in modo univoco la relazione dose-incidenza per qualsiasi tipo di neoplasia o per definire per quanto tempo dopo l'irradiazione il rischio di crescita può rimanere elevato in una popolazione esposta. Eventuali rischi attribuibili all'irradiazione di basso livello possono, quindi, essere stimati solo per estrapolazione, sulla base di modelli che incorporano ipotesi su tali parametri (NAS 1990). Dei vari modelli dose-effetto che sono stati utilizzati per stimare i rischi dell'irradiazione di basso livello, quello che si è ritenuto fornire il miglior adattamento ai dati disponibili è della forma:

        where R0 denota il rischio di base specifico per l'età di morte per un tipo specifico di cancro, D la dose di radiazioni, f(RE) una funzione della dose che è lineare-quadratica per la leucemia e lineare per alcuni altri tipi di cancro, e sol(b) è una funzione di rischio dipendente da altri parametri, quali sesso, età all'esposizione e tempo dopo l'esposizione (NAS 1990).

        Modelli senza soglia di questo tipo sono stati applicati ai dati epidemiologici dei sopravvissuti giapponesi alla bomba atomica e ad altre popolazioni irradiate per ricavare stime dei rischi nel corso della vita di diverse forme di cancro indotto da radiazioni (ad esempio, tabella 4). Tali stime devono essere interpretate con cautela, tuttavia, nel tentativo di prevedere i rischi di cancro attribuibili a piccole dosi o dosi accumulate nel corso di settimane, mesi o anni, dal momento che esperimenti con animali da laboratorio hanno dimostrato la potenza cancerogena dei raggi X e dei raggi gamma essere ridotto anche di un ordine di grandezza quando l'esposizione è molto prolungata. Infatti, come è stato sottolineato altrove (NAS 1990), i dati disponibili non escludono la possibilità che ci possa essere una soglia nell'intervallo di dose equivalente in millisievert (mSv), al di sotto della quale la radiazione può mancare di cancerogenicità.

        Tabella 4. Rischi stimati di cancro nel corso della vita attribuibili all'irradiazione rapida di 0.1 Sv

        Tipo o sede del cancro

        Morti per cancro in eccesso ogni 100,000 abitanti

         

        (NO.)

        (%)*

        Stomaco

        110

        18

        Polmone

        85

        3

        Colon

        85

        5

        Leucemia (esclusa LLC)

        50

        10

        Vescica urinaria

        30

        5

        Esofago

        30

        10

        Seno

        20

        1

        Fegato

        15

        8

        gonadi

        10

        2

        Tiroide

        8

        8

        Osteosarcoma

        5

        5

        Pelle

        2

        2

        Resto

        50

        1

        Totale

        500

        2

        * Aumento percentuale dell'aspettativa di "fondo" per una popolazione non irradiata.

        Fonte: ICRP 1991.

        È inoltre degno di nota il fatto che le stime tabulate si basano sulle medie della popolazione e non sono necessariamente applicabili a un determinato individuo; cioè, la suscettibilità a certi tipi di cancro (per esempio, tumori della tiroide e della mammella) è sostanzialmente più alta nei bambini che negli adulti, e la suscettibilità a certi tumori è aumentata anche in associazione con alcune malattie ereditarie, come il retinoblastoma e il nevoide sindrome da carcinoma basocellulare (UNSCEAR 1988, 1994; NAS 1990). Nonostante tali differenze di suscettibilità, le stime basate sulla popolazione sono state proposte per l'uso nei casi di risarcimento come base per valutare la probabilità che un cancro insorto in una persona precedentemente irradiata possa essere stato causato dall'esposizione in questione (NIH 1985).

        Valutazione del rischio a basso dosaggio. Gli studi epidemiologici per accertare se i rischi di cancro derivanti da un'esposizione di basso livello alle radiazioni variano effettivamente con la dose nel modo previsto dalle stime di cui sopra sono stati finora inconcludenti. Le popolazioni che risiedono in aree con elevati livelli naturali di radiazione di fondo non manifestano aumenti sicuramente attribuibili nei tassi di cancro (NAS 1990; UNSCEAR 1994); al contrario, alcuni studi hanno persino suggerito una relazione inversa tra livelli di radiazione di fondo e tassi di cancro, che è stata interpretata da alcuni osservatori come prova dell'esistenza di effetti benefici (o ormetici) dell'irradiazione di basso livello, in linea con le risposte adattative di alcuni sistemi cellulari (UNSCEAR 1994). La relazione inversa è di significato discutibile, tuttavia, poiché non è persistita dopo aver controllato gli effetti delle variabili confondenti (NAS 1990). Allo stesso modo, negli odierni lavoratori delle radiazioni - ad eccezione di alcune coorti di minatori sotterranei di hardrock (NAS 1994; Lubin, Boice e Edling 1994) - i tassi di tumori diversi dalla leucemia non sono più rilevabili (UNSCEAR 1994), grazie ai progressi nella protezione dalle radiazioni; inoltre, i tassi di leucemia in tali lavoratori sono coerenti con le stime sopra riportate (IARC 1994). In sintesi, quindi, i dati attualmente disponibili sono coerenti con le stime tabulate sopra (tabella 4), le quali implicano che meno del 3% dei tumori nella popolazione generale sono attribuibili alle radiazioni naturali di fondo (NAS 1990; IARC 1994), sebbene fino al 10% dei tumori polmonari può essere attribuito al radon indoor (NAS 1990; Lubin, Boice e Edling 1994).

        È stato osservato che alti livelli di ricaduta radioattiva da un test sulle armi termonucleari a Bikini nel 1954 causano un aumento dose-dipendente nella frequenza del cancro alla tiroide negli abitanti delle Isole Marshall che hanno ricevuto grandi dosi alla ghiandola tiroidea durante l'infanzia (Robbins e Adams 1989). Allo stesso modo, i bambini che vivono in aree della Bielorussia e dell'Ucraina contaminate dai radionuclidi rilasciati dall'incidente di Chernobyl hanno mostrato un'aumentata incidenza di cancro alla tiroide (Prisyazhuik, Pjatak e Buzanov 1991; Kasakov, Demidchik e Astakhova 1992), ma i risultati sono in contrasto con quelli dell'International Chernobyl Project, che non ha riscontrato un eccesso di noduli tiroidei benigni o maligni nei bambini che vivono nelle aree più fortemente contaminate intorno a Chernobyl (Mettler, Williamson e Royal 1992). Resta da determinare la base della discrepanza e se gli eccessi segnalati possano essere il risultato della sola intensificazione della sorveglianza. A questo proposito, è degno di nota il fatto che i bambini dello Utah e del Nevada sud-occidentali che sono stati esposti al fallout dei test sulle armi nucleari in Nevada durante gli anni '1950 hanno mostrato un aumento della frequenza di qualsiasi tipo di cancro alla tiroide (Kerber et al. 1993), e la prevalenza della leucemia acuta sembra essere stata elevata in tali bambini morti tra il 1952 e il 1957, il periodo di maggiore esposizione al fallout (Stevens et al. 1990).

        È stata anche suggerita la possibilità che gli eccessi di leucemia tra i bambini residenti in prossimità di centrali nucleari nel Regno Unito possano essere stati causati dalla radioattività rilasciata dalle centrali. Tuttavia, si stima che le emissioni abbiano aumentato la dose totale di radiazioni per tali bambini di meno del 2%, da cui si deduce che sono più probabili altre spiegazioni (Doll, Evans e Darby 1994). Un'eziologia inefficace per i cluster osservati di leucemia è implicata dall'esistenza di eccessi comparabili di leucemia infantile in siti nel Regno Unito che mancano di strutture nucleari ma che per il resto assomigliano a siti nucleari per aver sperimentato analogamente grandi afflussi di popolazione in tempi recenti (Kinlen 1988; Doll , Evans e Darby 1994). Un'altra ipotesi - e cioè che le leucemie in questione possano essere state causate dall'irradiazione professionale dei padri dei bambini affetti - è stata anche suggerita dai risultati di uno studio caso-controllo (Gardner et al. 1990), ma questa ipotesi è generalmente scontato per motivi discussi nella sezione a seguire.

        Effetti ereditabili

        Gli effetti ereditari dell'irradiazione, sebbene ben documentati in altri organismi, devono ancora essere osservati nell'uomo. Ad esempio, uno studio intensivo su più di 76,000 bambini sopravvissuti alla bomba atomica giapponese, condotto nell'arco di quattro decenni, non è riuscito a rivelare alcun effetto ereditario delle radiazioni in questa popolazione, come misurato da esiti avversi della gravidanza, morti neonatali, tumori maligni, riarrangiamenti cromosomici, aneuploidia dei cromosomi sessuali, alterazioni dei fenotipi delle proteine ​​sieriche o eritrocitarie, variazioni del rapporto tra i sessi o disturbi della crescita e dello sviluppo (Neel, Schull e Awa 1990). Di conseguenza, le stime dei rischi degli effetti ereditari delle radiazioni devono basarsi in gran parte sull'estrapolazione dai risultati nei topi di laboratorio e altri animali da esperimento (NAS 1990; UNSCEAR 1993).

        Dai dati sperimentali ed epidemiologici disponibili, si deduce che la dose richiesta per raddoppiare il tasso di mutazioni ereditarie nelle cellule germinali umane deve essere almeno 1.0 Sv (NAS 1990; UNSCEAR 1993). Su questa base, si stima che meno dell'1% di tutte le malattie geneticamente determinate nella popolazione umana possa essere attribuito all'irradiazione di fondo naturale (tabella 5).

        Tabella 5. Frequenze stimate di disturbi ereditari attribuibili all'irradiazione ionizzante di fondo naturale

        Tipo di disturbo

        Prevalenza naturale
        (per milione di nati vivi)

        Contributo da sfondo naturale
        radiazione
        1 (per milione di nati vivi)2

           

        Prima generazione

        equilibrio
        generazioni
        3

        Autosomico
        dominante

        180,000

        20-100

        300

        Legato all'X

        400

        <1

        <15

        recessivo

        2,500

        <1

        aumento molto lento

        cromosomica

        4,400

        <20

        aumento molto lento

        Congenita
        difetti

        20,000-30,000

        30

        30-300

        Altri disturbi di eziologia complessa:

        Malattia del cuore

        600,000

        non stimato4

        non stimato4

        Cancro

        300,000

        non stimato4

        non stimato4

        Altri selezionati

        300,000

        non stimato4

        non stimato4

        1 Equivalente a » 1 mSv all'anno o » 30 mSv per generazione (30 anni).

        2 Valori arrotondati.

        3 Dopo centinaia di generazioni, l'aggiunta di mutazioni sfavorevoli indotte dalle radiazioni alla fine viene bilanciata dalla loro perdita dalla popolazione, determinando un "equilibrio" genetico.

        4 Mancano stime quantitative del rischio a causa dell'incertezza sulla componente mutazionale della/e malattia/e indicata/e.

        Fonte: Consiglio Nazionale delle Ricerche 1990.

        L'ipotesi che l'eccesso di leucemia e linfoma non-Hodgkin nei giovani residenti nel villaggio di Seascale derivi da effetti oncogeni ereditari causati dall'irradiazione professionale dei padri dei bambini presso l'impianto nucleare di Sellafield è stata suggerita dai risultati di un caso- studio di controllo (Gardner et al. 1990), come indicato sopra. Gli argomenti contro questa ipotesi, tuttavia, sono:

        1. la mancanza di qualsiasi eccesso paragonabile in un numero maggiore di bambini nati al di fuori di Seascale da padri che avevano ricevuto dosi occupazionali simili, o anche maggiori, nella stessa centrale nucleare (Wakeford et al. 1994a)
        2. la mancanza di simili eccessi nei bambini francesi (Hill e LaPlanche 1990), canadesi (McLaughlin et al. 1993) o scozzesi (Kinlen, Clarke e Balkwill 1993) nati da padri con esposizioni professionali comparabili
        3. la mancanza di eccessi nei figli dei sopravvissuti alla bomba atomica (Yoshimoto et al. 1990)
        4. la mancanza di eccessi nelle contee statunitensi contenenti centrali nucleari (Jablon, Hrubec e Boice 1991)
        5. il fatto che la frequenza delle mutazioni indotte dalle radiazioni implicita nell'interpretazione è di gran lunga superiore ai tassi stabiliti (Wakeford et al. 1994b).

         

        A conti fatti, quindi, i dati disponibili non supportano l'ipotesi dell'irradiazione gonadica paterna (Doll, Evans e Darby 1994; Little, Charles e Wakeford 1995).

        Effetti dell'irradiazione prenatale

        La radiosensibilità è relativamente elevata per tutta la vita prenatale, ma gli effetti di una data dose variano notevolmente, a seconda dello stadio di sviluppo dell'embrione o del feto al momento dell'esposizione (UNSCEAR 1986). Durante il periodo preimpianto, l'embrione è più suscettibile all'uccisione per irradiazione, mentre durante le fasi critiche dell'organogenesi è suscettibile all'induzione di malformazioni e altri disturbi dello sviluppo (tabella 6). Questi ultimi effetti sono drammaticamente esemplificati dall'aumento dose-dipendente della frequenza del ritardo mentale grave (figura 6) e dalla diminuzione dose-dipendente dei punteggi dei test del QI nei sopravvissuti alla bomba atomica che sono stati esposti tra l'ottava e la quindicesima settimana (e, in misura minore, tra la sedicesima e la venticinquesima settimana) (UNSCEAR 1986 e 1993).

        Tabella 6. Principali anomalie dello sviluppo prodotte dall'irradiazione prenatale

        Cervello

        Anencefalia

        Porencefalia

        Microcefalia*

        Encefalocele

        Mongolismo*

        Midollo ridotto

        Atrofia cerebrale

        Ritardo mentale*

        Neuroblastoma

        Acquedotto stretto

        Idrocefalo*

        Dilatazione dei ventricoli*

        Anomalie del midollo spinale*

        Anomalie dei nervi cranici

         

        Occhi

        Anoftalmia

        Microftalmia*

        Microcornie*

        Coloboma*

        Iride deformata

        Assenza di lente

        Assenza di retina

        Palpebre aperte

        Strabismo*

        Nistagmo*

        Retinoblastoma

        Ipermetropia

        Glaucoma

        Cataratta*

        Cecità

        Corioretinite*

        Albinismo parziale

        Anchiloblefaron

        Scheletro

        Arresto generale

        Dimensioni ridotte del cranio

        Deformità del cranio*

        Difetti di ossificazione della testa*

        Cranio a volta

        Testa stretta

        Vesciche craniche

        Palatoschisi*

        Torace a imbuto

        Lussazione dell'anca

        Spina bifida

        Coda deformata

        Piedi deformi

        Piede equino*

        Anomalie digitali*

        Calcaneo valgo

        Odontogenesi imperfetta*

        Esostosi tibiale

        Amelanogenesi*

        Necrosi scleratomica

         

        Miscellanea

        Sito inverso

        idronefrosi

        Idrouretere

        Idrocele

        Assenza di rene

        Anomalie gonadiche*

        Cardiopatia congenita

        Deformità facciali

        Disturbi ipofisari

        Deformità delle orecchie

        Disturbi motori

        Necrosi dermatomerica

        Necrosi miotomica

        Anomalie della pigmentazione cutanea

         

        * Queste anomalie sono state osservate negli esseri umani esposti nel periodo prenatale a grandi dosi di radiazioni e sono state quindi provvisoriamente attribuite all'irradiazione.

        Fonte: Brill e Forgotson 1964.

        Anche la suscettibilità agli effetti cancerogeni delle radiazioni sembra essere relativamente alta durante tutto il periodo prenatale, a giudicare dall'associazione tra cancro infantile (inclusa la leucemia) ed esposizione prenatale a raggi X diagnostici riportati in studi caso-controllo (NAS 1990). I risultati di tali studi implicano che l'irradiazione prenatale può causare un aumento del 4,000% per Sv nel rischio di leucemia e altri tumori infantili (UNSCEAR 1986; NAS 1990), che è un aumento molto maggiore di quello attribuibile all'irradiazione postnatale (UNSCEAR 1988; NAS 1990). Sebbene, paradossalmente, non sia stato registrato alcun eccesso di cancro infantile nei sopravvissuti alla bomba atomica irradiati prima della nascita (Yoshimoto et al. 1990), come notato sopra, c'erano troppo pochi sopravvissuti per escludere un eccesso della grandezza in questione.

        Figura 6. La frequenza del ritardo mentale grave in relazione alla dose di radiazioni nei sopravvissuti alla bomba atomica irradiati per via prenatale    

        ION020F6

        Sintesi e conclusioni

        Gli effetti negativi delle radiazioni ionizzanti sulla salute umana sono molto diversi e vanno da lesioni rapidamente mortali a tumori, difetti alla nascita e malattie ereditarie che compaiono mesi, anni o decenni dopo. La natura, la frequenza e la gravità degli effetti dipendono dalla qualità della radiazione in questione, nonché dalla dose e dalle condizioni di esposizione. La maggior parte di tali effetti richiede livelli di esposizione relativamente elevati e pertanto si riscontrano solo nelle vittime di incidenti, nei pazienti sottoposti a radioterapia o in altre persone fortemente irradiate. Si presume invece che gli effetti genotossici e cancerogeni delle radiazioni ionizzanti aumentino di frequenza come funzioni lineari non soglia della dose; quindi, sebbene non si possa escludere l'esistenza di soglie per questi effetti, si presume che la loro frequenza aumenti con qualsiasi livello di esposizione. Per la maggior parte degli effetti delle radiazioni, la sensibilità delle cellule esposte varia con il loro tasso di proliferazione e inversamente con il loro grado di differenziazione, essendo l'embrione e il bambino in crescita particolarmente vulnerabili alle lesioni.

         

        Di ritorno

        Giovedi, 24 marzo 2011 19: 16

        Fonti di radiazioni ionizzanti

        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

         

        ION030F1

         

        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

        ION030F2

        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

        ION030F3

        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 (t½ = 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

        ION030F4

        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)

        ION030F5

        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)

        ION030F6

        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)

        ION030F7

        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

        ION030F8

        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

        Tipologia

        Gamma di energia

        Lento o termico

        0-0.1keV

        Intermedio

        0.1-20keV

        Connessione

        20keV-10MeV

        Alta energia

        >10 MegaV

         

        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

        Radioisotopo

        Emivita (109 Y)

        Abbondanza (%)

        238U

        4.47

        99.3

        232Th

        14.0

        100

        235U

        0.704

        0.720

        40K

        1.25

        0.0117

        87Rb

        48.9

        27.9

         

        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)    

         ION030F9Si 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

        Gruppo I - Coinvolge un gran numero di persone e la dose efficace individuale è molto
        grandi

        prodotti del tabacco

        Combustibili combustibili

        Approvvigionamento idrico domestico

        Vetro e ceramica

        Materiali da costruzione

        Vetro oftalmico

        Prodotti minerari e agricoli

         

        Gruppo II - Coinvolge molte persone ma la dose efficace è relativamente piccola o limitata
        ad una piccola parte del corpo

        Ricevitori televisivi

        Materiali per la costruzione di autostrade e strade

        Prodotti radioluminosi

        Trasporto aereo di materiali radioattivi

        Sistemi di ispezione aeroportuale

        Irradiatori a spinterometro e tubi elettronici

        Rilevatori di gas e aerosol (fumo).

        Prodotti al torio - avviatori per lampade fluorescenti
        e mantelli a gas

        Gruppo III - Coinvolge relativamente poche persone e la dose efficace collettiva è piccola

        Prodotti al torio - bacchette per saldatura al tungsteno

         

        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

        Gruppo I: Tossicità molto elevata

        210Pb

        210Po

        223Ra

        226Ra

        228Ra

        227Ac

        227Th

        228Th

        230Th

        231Pa

        230U

        232U

        233U

        234U

        237Np

        238Pu

        239Pu

        240Pu

        241Pu

        242Pu

        241Am

        243Am

        242Cm

        243Cm

        244Cm

        245Cm

        246Cm

        249Cm

        250Cf

        252Cf

        Gruppo II: alta tossicità

        22Na

        36Cl

        45Ca

        46Sc

        54Mn

        56Co

        60Co

        89Sr

        90Sr

        91Y

        95Zr

        106Ru

        110Agm

        115Cdm

        114Inm

        124Sb

        125Sb

        127Tem

        129Tem

        124I

        126I

        131I

        133I

        134Cs

        137Cs

        140Ba

        144Ce

        152UE (13 anni)

        154Eu

        160Tb

        170Tm

        181Hf

        210Bi

        182Ta

        192Ir

        204Tl

        207Bi

        230Pa

        211At

        212Pb

        224Ra

        228Ac

        234Th

        236U

        249Bk

                 

        Gruppo III: Tossicità moderata

        7Be

        14C

        18F

        24Na

        38Cl

        31Si

        32P

        35S

        41A

        42K

        43K

        47Sc

        48Sc

        48V

        51Cr

        52Mn

        56Mn

        52Fe

        55Fe

        59Fe

        57Co

        53Ni

        65Ni

        64Cu

        65Zn

        69Znm

        72Ga

        73As

        74As

        76As

        77As

        82Br

        85Krm

        87Kr

        86Rb

        85Sr

        91Sr

        90Y

        92Y

        93Y

        97Zr

        95Nb

        99Mo

        96Tc

        97Tcm

        97Tc

        99Tc

        97Ru

        103Ru

        105Ru

        105Rh

        109Pd

        105Ag

        111Ag

        109Cd

        115Cd

        115Inm

        113Sn

        125Sn

        122Sb

        125Tem

        129Te

        131Tem

        132Te

        130I

        132I

        134I

        135I

        135Xe

        131Cs

        136Cs

        140La

        141Ce

        143Ce

        142Pr

        143Pr

        147Nd

        149Nd

        147Pm

        149Pm

        151Sm

        152UE (9.2 ore)

        155Eu

        153Gd

        159Gd

        165Dy

        166Dy

        166Ho

        169Er

        171Er

        171Tm

        177Lu

        181W

        185W

        187W

        183Re

        186Re

        188Re

        185Os

        191Os

        193Os

        190Ir

        195Ir

        191Pt

        193Pt

        197Pt

        196Au

        198Au

        199Au

        197Hg

        197Hgm

        203Hg

        200Tl

        201Tl

        202Tl

        203Pb

        206Bi

        212Bi

        220Rn

        222Rn

        231Th

        233Pa

        239Np

                     

        Gruppo IV: Bassa tossicità

        3H

        15O

        37A

        58Com

        59Ni

        69Zn

        71Ge

        85Kr

        85Srm

        87Rb

        91Ym

        93Zr

        97Nb

        96Tcm

        99Tcm

        103Rhm

        133Inm

        129I

        131Xem

        133Xe

        134Csm

        135Cs

        147Sm

        187Re

        191Osm

        193Ptm  

        197Ptm

        natTh

        232Th

        235U

        238U

        natU

                       

        (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

        Tipologia

        Definizione

        Controllo Accessi

        Operazioni tipiche

        1

        Aree in cui la radiazione esterna ha assorbito i livelli di dose oi livelli di contaminazione radioattiva potrebbero essere elevati

        Accesso controllato solo ai lavoratori delle radiazioni, in condizioni di lavoro rigorosamente controllate e con dispositivi di protezione adeguati

        Laboratori caldi, aree altamente contaminate

        2

        Aree in cui potrebbero esistere livelli di radiazioni esterne e in cui la possibilità di contaminazione richiede istruzioni operative

        Accesso limitato ai lavoratori delle radiazioni con
        indumenti protettivi e calzature adeguati

        Fabbriche di illuminazione e altri equivalenti
        strutture

        3

        Aree in cui il livello medio di radiazione esterna è inferiore a 1 mGy·wk-1 e in cui la possibilità di contaminazione radioattiva richiede istruzioni operative speciali

        Accesso limitato ai lavoratori delle radiazioni, n
        abbigliamento protettivo richiesto

        Aree di lavoro nelle immediate vicinanze di
        operazione radiografica, ad esempio, sale di controllo

        4

        Aree all'interno dei confini di un impianto di radiazione in cui i livelli di radiazione esterna sono inferiori a 0.1 mGy•wk-1 e dove
        non è presente contaminazione radioattiva

        Accesso non controllato

        Amministrazioni e aree di attesa dei pazienti

        (ICRP 1977, AIEA 1973)

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

        Gruppo di
        radionuclidi

        Tipo di laboratorio richiesto per l'attività specificata di seguito

         

        Tipo 1

        Tipo 2

        Tipo 3

        I

        <370kBq

        70 kBq a
        37 MBq

        >37MBq

        II

        <37MBq

        37 MBq a
        37 GBq

        >37GBq

        III

        <37GBq

        37 GBq a
        370 GBq

        >370GBq

        IV

        <370GBq

        370 GBq a
        37 TBq

        >37 Tbq

         

        Fattori operativi per l'uso in laboratorio di materiale radioattivo

        Fattori moltiplicativi per i livelli di attività

        Stoccaggio semplice

        × 100

        Semplici operazioni a umido (ad esempio, preparazione di aliquote di soluzione madre)

        × 10

        Normali operazioni chimiche (ad esempio, semplice preparazione chimica e analisi)

        × 1

        Operazioni umide complesse (ad esempio, operazioni multiple o operazioni con vetreria complessa)

        × 0.1

        Semplici operazioni a secco (ad esempio manipolazioni di polveri di composti radioattivi volatili)

        × 0.1

        Operazioni a secco e polverose (ad esempio, molatura)

        × 0.01

        (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 μm 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 Ii è l'intensità del fotone o la velocità di dose assorbita a distanza di 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; Nv è il numero di visualizzazioni per paziente o oggetto irradiato; Np 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 Un 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, Nv, 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 (Kμx) con unità di mGy•m2 (mA-min)-1:

        where P è la massima dose settimanale assorbita (in mGy), dscat è la distanza dal bersaglio del tubo a raggi X e dall'oggetto (paziente), dasciutto 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 Kµx richiedono scudi più spessi.

        Il fattore di attenuazione delle perdite BLX 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 Xn 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 BLX 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 Eβ 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.

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

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

        La gamma Rβ 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 Rβ è in mg/cm2 ed Eβ è in MeV.

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

        where Rβ è in mg/cm2 ed Eβ 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

        ION040F1

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

        where Rα è in cm, Eα in MeV.

        Nel Eα tra 4 e 8 MeV, Rα in aria è dato approssimativamente da:

        where Rα è in cm, Eα in MeV.

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

        Rα (in altro terreno; mg/cm2) » 0.56 A1/3 Rα (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

        Strumento

        Gamma di velocità di conteggio e altre caratteristiche1

        Usi tipici

        Commento

        monitor di superficie bg2

        Generale

        Misuratore di velocità di conteggio portatile (GM a parete sottile o finestra sottile3 contatore)

        0-1,000 cpm
        0-10,000 cpm

        Superfici, mani, vestiti

        Semplice, affidabile, alimentato a batteria

        Finestra terminale sottile
        Monitor di laboratorio GM

        0-1,000 cpm
        0-10,000 cpm
        0-100,000 cpm

        Superfici, mani, vestiti

        Azionato dalla linea

        Personale

        Monitor mano e scarpa, GM o
        contatore di tipo scintillatore

        Tra 1½ e 2 volte naturale
        sfondo

        Monitoraggio rapido della contaminazione

        funzionamento automatico

        Special

        Monitor per lavanderia, monitor per pavimenti,
        monitor per porte, monitor per veicoli

        Tra 1½ e 2 volte naturale
        sfondo

        Monitoraggio della contaminazione

        Comodo e rapido

        Monitor di superficie alfa

        Generale

        Contatore portatile proporzionale ad aria con sonda

        0-100,000 cpm oltre 100 cm2

        Superfici, mani, vestiti

        Non per l'uso in condizioni di elevata umidità, batteria-
        finestra elettrica e fragile

        Contagas portatile con sonda

        0-100,000 cpm oltre 100 cm2

        Superfici, mani, vestiti

        Finestra fragile alimentata a batteria

        Contatore portatile a scintillazione con sonda

        0-100,000 cpm oltre 100 cm2

        Superfici, mani, vestiti

        Finestra fragile alimentata a batteria

        MONITOR PERSONALI

        Controtipo proporzionale a mano e scarpa, monitor

        0-2,000 cpm su circa 300 cm2

        Monitoraggio rapido di mani e scarpe per la contaminazione

        funzionamento automatico

        Contatore di scintillazione a mano e scarpa, monitor

        0-4,000 cpm su circa 300 cm2

        Monitoraggio rapido di mani e scarpe per la contaminazione

        Aspro

        Monitor delle ferite

        Rivelazione di fotoni a bassa energia

        Monitoraggio del plutonio

        disegno speciale

        Monitor dell'aria

        Campionatori di particelle

        Carta da filtro, ad alto volume

        1.1 m3/ min

        Campioni rapidi

        Uso intermittente, richiede separato
        contrastare

        Carta da filtro, basso volume

        0.2-20 m3/h

        Monitoraggio continuo dell'aria ambiente

        Uso continuo, richiede separato
        contrastare

        Risvolto

        0.03 m3/ min

        Monitoraggio continuo dell'aria nella zona di respirazione

        Uso continuo, richiede separato
        contrastare

        Precipitatore elettrostatico

        0.09 m3/ min

        Il monitoraggio continuo

        Campione depositato su guscio cilindrico,
        richiede contatore separato

        Perturbare

        0.6-1.1 m3/ min

        Contaminazione alfa

        Usi speciali, richiede contatore separato

        Monitor d'aria al trizio

        Camere di ionizzazione a flusso

        0-370kBq/m3 verbale

        Il monitoraggio continuo

        Può essere sensibile ad altra ionizzazione
        fonti

        Sistemi completi di monitoraggio dell'aria

        Attività minima rilevabile

        Carta da filtro fissa

        α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

         

        L'accumulo di sfondo può mascherare attività di basso livello, contatore incluso

        Carta da filtro in movimento

        α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

         

        Registrazione continua dell'attività aerea, il tempo di misurazione può essere regolato da
        momento della raccolta a qualsiasi momento successivo.

        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

        Giovedi, 24 marzo 2011 20: 03

        Sicurezza contro le radiazioni

        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

        Applicazioni

        Limite di dose

         
         

        Professionale

        Pubblico

        Dose efficace

        20 mSv all'anno in media
        periodi definiti di 5 anni2

        1 mSv in un anno3

        Dose equivalente annuale in:

        Lente dell'occhio

        150 mSv

        15 mSv

        Pelle4

        500 mSv

        50 mSv

        Mani e piedi

        500 mSv

        -

        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

        ION050F1

        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

        ION050F2

        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

        ION050F3
        Figura 4. Categoria III - Etichetta GIALLA
        ION050F4

         

        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

        ION050F5

        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

        Regione e condizioni

        Neutrone veloce
        dose assorbita (Gy)

        Gamma
        dose assorbita (Gy)

        Totale
        dose assorbita (Gy)

        Testa (incidente)

        26

        78

        104

        Addome superiore
        (incidente)

        30

        90

        124

        Corpo totale (media)

        9

        30-40

        39-49

         

        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

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        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

                                                    ION060T2

                                                    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

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                                                    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

                                                    ION060F4

                                                    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)

                                                                      ION060F2

                                                                      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


                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Di ritorno

                                                                                                                                                                                        " DISCLAIMER: L'ILO non si assume alcuna responsabilità per i contenuti presentati su questo portale Web presentati in una lingua diversa dall'inglese, che è la lingua utilizzata per la produzione iniziale e la revisione tra pari del contenuto originale. Alcune statistiche non sono state aggiornate da allora la produzione della 4a edizione dell'Enciclopedia (1998)."

                                                                                                                                                                                        Contenuti

                                                                                                                                                                                        Radiazioni: riferimenti ionizzanti

                                                                                                                                                                                        Istituto nazionale americano per gli standard (ANSI). 1977. Sicurezza dalle radiazioni per apparecchiature di analisi a raggi X, diffrazione e fluorescenza. vol. 43.2. New York: ANSI.

                                                                                                                                                                                        Società nucleare americana. 1961. Rapporto speciale sull'incidente SL-1. Notizie nucleari.

                                                                                                                                                                                        Bethe, HA. 1950. Riv. mod. Fis., 22, 213.

                                                                                                                                                                                        Brill, AB e EH Forgotson. 1964. Radiazioni e malformazioni congenite. Am J Obstet Gynecol 90:1149-1168.

                                                                                                                                                                                        Brown, P. 1933. Martiri americani alla scienza attraverso i raggi Roentgen. Springfield, Ill: Charles C Thomas.

                                                                                                                                                                                        Bryant, PM. 1969. Valutazioni dei dati riguardanti rilasci controllati e accidentali di I-131 e Cs-137 nell'atmosfera. Salute Fisica 17(1).

                                                                                                                                                                                        Doll, R, NJ Evans e SC Darby. 1994. Esposizione paterna non da biasimare. Natura 367:678-680.

                                                                                                                                                                                        Friedenwald, JS e S Sigelmen. 1953. L'influenza delle radiazioni ionizzanti sull'attività mitotica nell'epitelio corneale del ratto. Exp Cell Res 4:1-31.

                                                                                                                                                                                        Gardner, MJ, A Hall, MP Snee, S Downes, CA Powell e JD Terell. 1990. Risultati dello studio caso-controllo sulla leucemia e sul linfoma tra i giovani vicino alla centrale nucleare di Sellafield nella Cumbria occidentale. Brit MedJ 300:423-429.

                                                                                                                                                                                        Bravo, DJ. 1988. Distribuzione spaziale e temporale dell'energia. Salute Fisica 55:231-240.

                                                                                                                                                                                        Sala, E.J. 1994. Radiobiologia per il radiologo. Filadelfia: JB Lippincott.

                                                                                                                                                                                        Haynie, JS e RH Olsher. 1981. Un riepilogo degli incidenti dovuti all'esposizione a macchine a raggi X al Los Alamos National Laboratory. LAUP.

                                                                                                                                                                                        Hill, C e A Laplanche. 1990. Mortalità complessiva e mortalità per cancro intorno ai siti nucleari francesi. Natura 347:755-757.

                                                                                                                                                                                        Agenzia internazionale per la ricerca sul cancro (IARC). 1994. Gruppo di studio IARC sul rischio di cancro tra i lavoratori dell'industria nucleare, nuove stime del rischio di cancro dovuto a basse dosi di radiazioni ionizzanti: uno studio internazionale. Lancetta 344:1039-1043.

                                                                                                                                                                                        Agenzia internazionale per l'energia atomica (AIEA). 1969. Simposio sulla gestione degli incidenti da radiazioni. Vienna: AIEA.

                                                                                                                                                                                        —. 1973. Procedura di protezione dalle radiazioni. Serie sulla sicurezza dell'Agenzia internazionale per l'energia atomica, n. 38. Vienna: IAEA.

                                                                                                                                                                                        —. 1977. Simposio sulla gestione degli incidenti da radiazioni. Vienna: AIEA.

                                                                                                                                                                                        —. 1986. Dosimetria biologica: analisi dell'aberrazione cromosomica per la valutazione della dose. Rapporto tecnico n. 260. Vienna: IAEA.

                                                                                                                                                                                        Commissione internazionale per la protezione radiologica (ICRP). 1984. Effetti non stocastici delle radiazioni ionizzanti. Ann ICRP 14(3):1-33.

                                                                                                                                                                                        —. 1991. Raccomandazioni della Commissione internazionale per la protezione radiologica. Ann ICRP 21:1-3.

                                                                                                                                                                                        Jablon, S, Z Hrubec e JDJ Boice. 1991. Cancro nelle popolazioni che vivono vicino agli impianti nucleari. Un'indagine sulla mortalità a livello nazionale e l'incidenza in due aree. GIAMA 265:1403-1408.

                                                                                                                                                                                        Jensen, RH, RG Langlois e WL Bigbee. 1995. Elevata frequenza di mutazioni della glicoforina A negli eritrociti delle vittime di incidenti di Chernobyl. Rad Res 141:129-135.

                                                                                                                                                                                        Giornale di medicina del lavoro (JOM). 1961. Supplemento speciale. J Occup Med 3(3).

                                                                                                                                                                                        Kasakov, VS, EP Demidchik e LN Astakhova. 1992. Cancro alla tiroide dopo Chernobyl. Natura 359:21.

                                                                                                                                                                                        Kerber, RA, JE Till, SL Simon, JL Lyon, DC Thomas, S Preston-Martin, ML Rallison, RD Lloyd e WS Stevens. 1993. Uno studio di coorte sulla malattia della tiroide in relazione alle ricadute dei test sulle armi nucleari. GIAMA 270:2076-2082.

                                                                                                                                                                                        Kinlen, L.J. 1988. Prove per una causa infettiva di leucemia infantile: Confronto di una New Town scozzese con siti di ritrattamento nucleare in Gran Bretagna. Lancetta II: 1323-1327.

                                                                                                                                                                                        Kinlen, LJ, K Clarke e A Balkwill. 1993. Esposizione preconcezionale paterna alle radiazioni nell'industria nucleare e leucemia e linfoma non-Hodgkin nei giovani in Scozia. Brit MedJ 306:1153-1158.

                                                                                                                                                                                        Lindell, B. 1968. Rischi professionali nel lavoro analitico ai raggi X. Salute Fis 15:481-486.

                                                                                                                                                                                        Little, MP, MW Charles e R Wakeford. 1995. Una revisione dei rischi di leucemia in relazione all'esposizione preconcezionale dei genitori alle radiazioni. Salute Fisica 68:299-310.

                                                                                                                                                                                        Lloyd, DC e RJ Purrott. 1981. Analisi dell'aberrazione cromosomica nella dosimetria di protezione radiologica. Rad Prot Dosimetria 1:19-28.

                                                                                                                                                                                        Lubenau, JO, J Davis, D McDonald e T Gerusky. 1967. Rischi analitici dei raggi X: un problema continuo. Documento presentato al 12° meeting annuale della Health Physics Society. Washington, DC: Società di fisica sanitaria.

                                                                                                                                                                                        Lubin, JH, JDJ Boice e C Edling. 1994. Radon e rischio di cancro ai polmoni: un'analisi congiunta di 11 studi sui minatori sotterranei. Pubblicazione NIH n. 94-3644. Rockville, Md: Istituti Nazionali della Salute (NIH).

                                                                                                                                                                                        Lushbaugh, CC, SA Fry e RC Ricks. 1987. Incidenti al reattore nucleare: preparazione e conseguenze. Brit J Radiol 60:1159-1183.

                                                                                                                                                                                        McLaughlin, JR, EA Clarke, D Bishri e TW Anderson. 1993. Leucemia infantile in prossimità di impianti nucleari canadesi. Cause e controllo del cancro 4:51-58.

                                                                                                                                                                                        Mettler, FA e AC Upton. 1995. Effetti medici delle radiazioni ionizzanti. New York: Grune & Stratton.

                                                                                                                                                                                        Mettler, FA, MR Williamson e HD Royal. 1992. Noduli tiroidei nella popolazione che vive intorno a Chernobyl. GIAMA 268:616-619.

                                                                                                                                                                                        Accademia nazionale delle scienze (NAS) e Consiglio nazionale delle ricerche (NRC). 1990. Effetti sulla salute dell'esposizione a bassi livelli di radiazioni ionizzanti. Washington, DC: National Academy Press.

                                                                                                                                                                                        —. 1994. Effetti sulla salute dell'esposizione al radon. Tempo per la rivalutazione? Washington, DC: National Academy Press.

                                                                                                                                                                                        Consiglio nazionale per la protezione dalle radiazioni e le misurazioni (NCRP). 1987. Esposizione alle radiazioni della popolazione statunitense da prodotti di consumo e fonti varie. Rapporto n. 95, Bethesda, Md: NCRP.

                                                                                                                                                                                        Istituti Nazionali della Salute (NIH). 1985. Rapporto del gruppo di lavoro ad hoc del National Institutes of Health per lo sviluppo di tabelle radioepidemiologiche. Pubblicazione NIH n. 85-2748. Washington, DC: ufficio stampa del governo degli Stati Uniti.

                                                                                                                                                                                        Neel, JV, W Schull e A Awa. 1990. I figli di genitori esposti a bombe atomiche: stime della dose di radiazione genetica raddoppiata per l'uomo. Am J Hum Genet 46:1053-1072.

                                                                                                                                                                                        Commissione di regolamentazione nucleare (NUREG). 1980. Criteri per la preparazione e la valutazione dei piani di risposta alle emergenze radiologiche e preparazione a sostegno delle centrali nucleari. Documento N. NUREG 0654/FEMA-REP-1, Rev. 1. Washington, DC: NUREG.

                                                                                                                                                                                        Otake, M, H Yoshimaru e WJ Schull. 1987. Grave ritardo mentale tra i sopravvissuti prenatalmente esposti al bombardamento atomico di Hiroshima e Nagasaki: un confronto tra il vecchio e il nuovo sistema di dosimetria. Nella relazione tecnica RERF. Hiroshima: Fondazione per la ricerca sugli effetti delle radiazioni.

                                                                                                                                                                                        Prisyazhiuk, A, OA Pjatak e VA Buzanov. 1991. Cancro in Ucraina, dopo Chernobyl. Lancetta 338:1334-1335.

                                                                                                                                                                                        Robbins, J e W Adams. 1989. Effetti delle radiazioni nelle Isole Marshall. In Radiation and the Thyroid, a cura di S Nagataki. Tokio: Excerpta Medica.

                                                                                                                                                                                        Rubin, P, e GW Casarett. 1972. Una direzione per la patologia clinica da radiazioni: la dose di tolleranza. In Frontiers of Radiation Therapy and Oncology, a cura di JM Vaeth. Basilea: Karger e Baltimora: Univ. Park Press.

                                                                                                                                                                                        Schaeffer, NM. 1973. Schermatura del reattore per ingegneri nucleari. Rapporto n. TID-25951. Springfield, Virginia: Servizi nazionali di informazione tecnica.

                                                                                                                                                                                        Shapiro, J. 1972. Protezione dalle radiazioni: una guida per scienziati e medici. Cambridge, Massachusetts: Università di Harvard. Premere.

                                                                                                                                                                                        Stanard, J.N. 1988. Radioattività e salute: una storia. Rapporto del Dipartimento dell'Energia degli Stati Uniti, DOE/RL/01830-T59. Washington, DC: Servizi nazionali di informazione tecnica, Stati Uniti. Dipartimento di Energia.

                                                                                                                                                                                        Stevens, W, JE Till, L Lione et al. 1990. Leucemia nello Utah e ricaduta radioattiva dal sito di test del Nevada. GIAMA. 264: 585–591.

                                                                                                                                                                                        Pietra, RS. 1959. Standard di esposizione massimi consentiti. In Protection in Diagnostic Radiology, a cura di BP Sonnenblick. Nuovo Brunswick: Rutgers Univ. Premere.

                                                                                                                                                                                        Comitato scientifico delle Nazioni Unite sugli effetti delle radiazioni atomiche (UNSCEAR). 1982. Radiazioni ionizzanti: fonti ed effetti biologici. Relazione all'Assemblea Generale, con allegati. New York: Nazioni Unite.

                                                                                                                                                                                        —. 1986. Effetti genetici e somatici delle radiazioni ionizzanti. Relazione all'Assemblea Generale, con allegati. New York: Nazioni Unite.

                                                                                                                                                                                        —. 1988. Fonti, effetti e rischi delle radiazioni ionizzanti. Relazione all'Assemblea Generale, con allegati. New York: Nazioni Unite.

                                                                                                                                                                                        —. 1993. Fonti ed effetti delle radiazioni ionizzanti. Relazione all'Assemblea Generale, con allegati. New York: Nazioni Unite.

                                                                                                                                                                                        —. 1994. Fonti ed effetti delle radiazioni ionizzanti. Relazione all'Assemblea Generale, con allegati. New York: Nazioni Unite.

                                                                                                                                                                                        Upton, CA. 1986. Prospettive storiche sulla carcinogenesi da radiazioni. In Radiation Carcinogenesis, a cura di AC Upton, RE Albert, FJ Burns e RE Shore. New York. Altrove.

                                                                                                                                                                                        Upton, CA. 1996 Scienze Radiologiche. In The Oxford Textbook of Public Health, a cura di R Detels, W Holland, J McEwen e GS Omenn. New York. La stampa dell'università di Oxford.

                                                                                                                                                                                        Commissione per l'energia atomica degli Stati Uniti (AEC). 1957. L'incidente del reattore Windscale. In Accident Information Bulletin No. 73. Washington, DC: AEC.

                                                                                                                                                                                        —. 1961. Rapporto del comitato investigativo sull'incidente Sl-1. Washington, DC: NRC USA.

                                                                                                                                                                                        Codice dei regolamenti federali degli Stati Uniti (USCFR). 1990. Licenze per radiografia e requisiti di sicurezza dalle radiazioni per operazioni radiografiche. Washington, DC: governo degli Stati Uniti.

                                                                                                                                                                                        Dipartimento dell'Energia degli Stati Uniti (USDOE). 1987. Conseguenze sanitarie e ambientali dell'incidente alla centrale nucleare di Chernobyl. DOE/ER-0332.Washington, DC: USDOE.

                                                                                                                                                                                        Commissione di regolamentazione nucleare degli Stati Uniti (NRC). 1983. Strumentazione per centrali nucleari raffreddate ad acqua leggera per valutare le condizioni dell'impianto e dell'ambiente durante e dopo un incidente. Nella NRC Regulatory Guide 1.97. Rev. 3. Washington, DC: NRC.

                                                                                                                                                                                        Wakeford, R, EJ Tawn, DM McElvenny, LE Scott, K Binks, L Parker, H Dickinson, H e J Smith. 1994a. Le statistiche descrittive e le implicazioni sulla salute delle dosi di radiazioni professionali ricevute dagli uomini presso l'impianto nucleare di Sellafield prima del concepimento dei loro figli. J. Radiol. Proteggere. 14: 3–16.

                                                                                                                                                                                        Wakeford, R., EJ Tawn, DM McElvenny, K Binks, LE Scott e L Parker. 1994 b. I casi di leucemia infantile Seascale: i tassi di mutazione impliciti nelle dosi di radiazioni preconcezionali paterne. J. Radiol. Proteggere. 14: 17–24.

                                                                                                                                                                                        Ward, J.F. 1988. Danni al DNA prodotti dalle radiazioni ionizzanti nelle cellule dei mammiferi: identità, meccanismi di formazione e riparabilità. progr. Ris. acido nucleico Mol. Biol. 35: 96-128.

                                                                                                                                                                                        Yoshimoto, Y, JV Neel, WJ Schull, H Kato, M Soda, REto e K Mabuchi. 1990. Tumori maligni durante i primi due decenni di vita nella prole dei sopravvissuti alla bomba atomica. Sono. J. ronzio. Genet. 46: 1041-1052.