Técnicas Dosimétricas aplicadas à Avaliação da Exposição Ocupacional em

Medicina Nuclear

Bernardo M Dantas

Instituto de Radioproteção e Dosimetria

CNEN

XV Congresso Brasileiro de Física MédicaAracajú - SE – 18 a 21 de Agosto de 2010

TLD

Monitoração Externa

Monitoração Interna

Radionuclídeos usados em Medicina Nuclear

Diagnóstico: Tc-99m, Ga-67, Tl-201, I-131, I-123, F-18, etc

Terapia: I-131, Sm-153, Y-90, etc.

Exposição interna dos trabalhadores

Ingestão

Maus hábitos no local de trabalho:Alimentação, fumo e maquiagem

Exposição Interna dos trabalhadoresInalação

Elementos voláteis (ex I-131)

Estudos realizados por Early e Miller et al estimam que até 3% da atividade de I-131 pode ser volatilizada dependendo do pH da solução (NCRP-124)

Pergunta:

É necessário implementar programas rotineiros de monitoração interna em SMN?

QUESTÕES A SEREM CONSIDERADAS

• Grande variedade de radionuclídeos = várias técnicas necessárias

• Grande número de SMNs no Brasil (~ 340)

• Grande número de IOEs (~ 2500)

• Meias-vidas curtas = Necessidade de alta frequência de monitoração

• Dimensões continentais do Brasil

• Pequena oferta de Serviços de Monitoração Interna

X

BASES REGULATÓRIAS ATUAIS

“For any worker who is normally employed in a controlled area, or who occasionally works in a controlled area and may receive significant occupational exposure, individual monitoring shall be undertaken where appropriate, adequate and feasible.”

“Todo trabalhador empregado em área controlada ou que ocasionalmente desempenha atividades em áreas controladas e pode estar sujeito a exposição ocupacional significante, deve ser submetido a monitoração individual quando apropriado, adequado e viável”

Critério geral sugerido pela IAEA – BSS 115

Critério Específico

Possibilidade do IOE estar sujeito a uma dose efetiva anual

> 1 mSv

Como avaliar esta possibilidade?

Instalações com maior risco de incorporação no ciclo da Medicina Nuclear: Produção de radiofármacos e manipulação de soluções de I-31 para terapia

Fator de decisão – dj (mSv)

Aj = Atividade manipulada durante 1 ano (Bq)

e(g)j = Coeficiente de dose por inalação (Sv/Bq)

fhs = Fator de segurança associado ao tipo de

procedimento

fps = Fator de segurança associado ao sistema de

proteção

dj = 10 . Ai . e(g)i . fhs . fps

Fator de Decisão – D (mSv)

j

jdD

Quando D > 1 mSv conclui-se que é necessário implementar um Programa de Monitoração Interna

Caso Exemplo: Manipulação de I-131

• Atividade anual manipulada = 208 mCi ( 7,7 x 109 Bq)

• Procedimento via úmida (muito simples) => fhs = 0,1

• Manipulação em Capela com exaustão => fps = 0,1

mSv 4,15001,0

1,01,001,0100,2107,7 89

dj

Cenário de baixo risco relativo

Cálculo da menor atividade a partir da qual seria necessária a implementação de um PMI

dj = 10 . Ai . e(g)i . fhs . fps

A = 1 / 10 . e(g)i . fhs . fps

13,5 mCi

Application of IAEA criteria for internal monitoring of occupationallyexposed workers of nuclear medicine

AM Rojo1, BM Dantas2, GB Lopez3, T Navarro4 and R Cruz Suarez5

1Autoridad Regulatoria Nuclear, Buenos Aires, Argentina2Instituto de Radioproteção e Dosimetria, Rio de Janeiro, Brasil3Centro de Protección e Higiene de las Radiaciones, Ciudad de la Habana, Cuba4Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas, Madrid,España5International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria

Abstract. According to the IAEA´s BSS 115 individual monitoring should be undertaken where appropriate,adequate and feasible for any worker who normally works in a controlled area and may incurs in a significantexposure. Such qualitative criteria should be applied both for internal and external exposure as themanipulation of unsealed sources usually involves both kinds of exposures. The radiation protection plansubmitted by the Installation to the Regulatory Board of each country as part of the licensing process has toinclude an evaluation of both kinds of exposure together with a description of the measures taken forcontrolling them (e.g., shielding, containments, ventilation) as well as the measures aimed at keeping theexposures as low as possible and the planned individual monitoring program. The IAEA suggests, in itspublication RS-G-1.2, quantitative criteria for the evaluation of the need for the implementation of a programfor internal monitoring; (i.e. that internal monitoring should be carried out whenever the potential internalexposure of incorporation leads to a value of annual committed effective dose equal or higher then 1 mSv)and a methodology for estimating the intake. This work presents a simulation of the application of suchmethodology for iodine 131, taking into consideration standard manipulation conditions in nuclear medicineservices. Based on the IAEA methodology, it was calculated the activity of iodine 131 from which internalmonitoring should be implemented in a routine basis. It is concluded that, for internal monitoring theproposed methodology may be excessively restrictive in most cases when applied to nuclear medicinepractices. It is suggested to introduce additional correction factors in the general formula of the methodologyin order to take into consideration the following parameters: (1) fraction of activity manipulated by eachworker; (2) the individual workload and (3) an intake factor of 10-4. Furthermore, the calculation of thedecision factor should be individualized for workers, considering only the radionuclides manipulated by eachone of them. These modifications would make the methodology more realistic and would permit itsapplication as a basis for planning the implementation of internal monitoring programs in nuclear medicineservices.

KEYWORDS: Internal dosimetry, nuclear medicine, individual monitoring

Full Paper - IRPA 2008

CódigoIncorporação(Urina-24h)

(Bq)

DoseEfetiva

(Urina-24h)(Sv)

Incorporação(Tireóide)

(Bq)

DoseEfetiva

(Tireóide)(Sv)

Razão entreDoses efetivas(Tir/Urina-24h)

1 191 3,82 387 7,74 2,031 26,5 0,53 - - -2 136 2,72 861 17,2 6,322 454 9,08 5930 119 13,113 338 6,76 - - -4 168 3.36 - - -4 119 2,38 - - -4 423 8,46 - - -5 96,4 1,93 - - -5 17,4 0,35 - - -5 84,1 1,68 426 8,52 5,076 5,29 0,11 - - -7 72,0 1,44 - - -8 30,2 0,60 591 11,8 19,679 85,8 1,72 - - -

10 - - 78* 1,57 -11 - - - - -12 100,0 2,00 - - -

Resultados de monitoração interna em SMNs(Ref: Tese de doutoramento de Eder Lucena - 2008)

Técnica de monitoração in vivo que utilizam equipamentos disponíveis nos SMNs

Simulador de Tireoide - IRD

Banco de Dados Brasileiro de Doses Ocupacionais Externas

Instituição Monitorada

SERVIÇO DE MONITORAÇÃO NDIVIDUALAvaliação de Dose

IRD/CNENBanco de Doses Ocupacionais

IRD Serviço de Certificação

Monitor

Certificação Dose Anual e Doses Mensais > 4 mSv

Garantia de Qualidade de dados

Estudo de Exposição Ocupacional Externa em SMN

• Seleção de registros de IOEs– Estado = Rio de Janeiro – Aplicação = Nuclear Medicine– 44 SMNs no RJ ( ~ 15% do Brasil)

• Análise dos dados de 2005: Dose annual/IOE, Função e Tipo de dosímetro

• Análise de doses de tórax > 4.0 mSv no período de 2004-2008.

25

RJ Nuclear Medicine• 2005 annual dose by individual functions:

– 721 workers:• Technicians (173)• Nurse (133)• Doctor (157)• Medical physics (11)• Pharmacists (12)

• 2005 annual dose by dosemeter type:– Whole-body (791 Hx values in thorax: estimating

effective dose)– Extremity (80 Hp(0,07) values in hands: estimating

hands’ equivalent dose)

Dose Efetiva Anual de Tórax em 2005

27

Razão entre Dose de extremidade e Dose de Tórax em 2005

28

Resultados

• Número de IOEs monitorados < número de registros de dose:– Alguns profissionais trabalham em mais de 1

SMN, principalmente médicos e físicos médicos.

• Exemplo:– Foi identificado 1 médico trabalha em 5 SMNs do RJ– Foi identificado 1 físico médico trabalha em 6 SMNs

do RJ – Técnicos e enfermeiras normalmente trabalham em

apenas 1 SMN, no máximo 2

29

64.664.6222008

6.26.2552007

58.245.3452006

16.110.3892005

7.37.3112004

Highest annual dose

(mSv)

Highest monthly dose

(mSv)

# workers

#Monthly Doses > 4.0mSv

Year

64.664.6222008

6.26.2552007

58.245.3452006

16.110.3892005

7.37.3112004

Highest annual dose

(mSv)

Highest monthly dose

(mSv)

# workers

#Monthly Doses > 4.0mSv

Year

9.69.6112009 9.69.6112009

30

Conclusões – Exposição Externa

• Os Farmacêuticos, técnicos e enfermeiras são os profissionais que recebem as maiores doses externas devido à proximidade com as fontes e pacientes

• Em 2005, no Rio de Janeiro, 47% das doses anuais de tórax < Nível de Registro e 52% < 1 mSv.

• A maior dose anual < Limite de dose ocupacional • 10% das doses anuais são > Nível de Investigação • Em 2006 e 2008 , ocorreram doses anuais de 58.2 and 64.6 mSv• Nos SMNs no RJ é comum que os radiofármacos sejam

preparados por técnicos e não por farmacêuticos• Poucos IOEs recebem dosímetros de extremidade e há relatos de

sua pouca utilização

31

Conclusões – Exposição Interna

• Estudos indicam que IOEs que manipulam I-131 destinado a terapia estão sujeitos a incorporação que pode levar a doses anuais significativas

• É totalmente inviável a aplicação da metodologia sugerida pela IAEA (TECDOC RSG 1.2) e adotada na Posição Regulatória 3.01/005 da CNEN como critério para implementação de Programas de Monitoração Interna em SMN do Brasil

• É possível monitorar os IOEs utilizando os equipamentos de diagnóstico (sonda de captação e gama câmara) disponíveis nos próprios SMNs

• A calibração dos equipamentos disponíveis nos SMNs pode ser realizada com fantomas de fácil obtenção (p. ex. fantoma de tireoide disponibilizado pelo IRD)

Projeto FAPERJ 2008-2010Edital Grupos Emergentes de Pesquisa

Obrigado pela atenção

bmdantas@ird.gov.br