Caratteristiche di progettazione di base degli impianti di radiazione

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

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

Classificazione delle aree di lavoro e tipologie di laboratorio

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

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

(AIEA 1973)

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

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

Tabella 2. Classificazione delle aree di lavoro

(ICRP 1977, AIEA 1973)

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

 

(ICRP 1977, AIEA 1973)

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

Ubicazione di un impianto di radiazioni in un edificio

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

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

 

Pianificazione degli impianti di radiazione

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

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

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

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

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

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

 

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

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

Finiture superficiali all'interno di un'area di lavoro

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

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

 

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

Oggetti per idraulica

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

Progettazione di schermatura dalle radiazioni

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

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

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

Schermatura della sorgente gamma

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

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

I_(T) = I₍₀₎e^{- μ t}

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

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

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

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

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

I_(T) = I₍₀₎Be^{- μ t}

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

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

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

HVL = ln2 /μ

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

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

ln10 / ln2 ≈ 3.32

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

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

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

Schermatura di apparecchiature radiologiche mediche e non mediche

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

 

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

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

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

Le barriere protettive sono di due tipi:

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

 

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

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

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

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

 

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

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

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

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

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

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

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

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

or

Schermatura delle particelle beta

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

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

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

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

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

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

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

where R_β è in mg/cm² e di E_β è in MeV.

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

where R_β è in mg/cm² e di E_β è in MeV.

Schermatura delle particelle alfa

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

Figura 1. Tipica distribuzione dell'intervallo delle particelle alfa

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

where R_α è in cm, E_α in MeV.

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

where R_α è in cm, E_α in MeV.

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

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

Schermatura dei neutroni

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

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

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

Monitoraggio dell'ambiente di lavoro

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

Monitoraggio di routine per le radiazioni esterne

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

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

Monitoraggio operativo per radiazioni esterne

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

Monitoraggio di routine per la contaminazione della superficie

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

Monitoraggio operativo per contaminazione superficiale

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

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

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

 

Monitoraggio della contaminazione aerea

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

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

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

 

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

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

 

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

Rilevamento e misurazione di radiazioni e contaminazione radioattiva

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

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

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

Tabella 4. Strumenti per il rilevamento della contaminazione

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

Rivelatori di contaminazione alfa

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

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

Rilevatori di contaminazione beta

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

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

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

Rivelatori di contaminazione gamma

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

Campionatori d'aria e monitor

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

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

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

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

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

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

Monitoraggio degli effluenti

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

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

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

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

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

 

Di ritorno