AVALIAÇÃO DA EXPOSIÇÃO OCUPACIONAL NA PRODUÇÃO DE 123 I

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1 2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: AVALIAÇÃO DA EXPOSIÇÃO OCUPACIONAL NA PRODUÇÃO DE 123 I 1 F. Araújo, 2 A. M. S. Braghirolli, 1 A. L. A. Dantas e 1 B. M. Dantas 1 Instituto de Radioproteção e Dosimetria - CNEN Av. Salvador Allende s/n Recreio dos Bandeirantes Rio de Janeiro - RJ faraujo@ird.gov.br 2 Instituto de Engenharia Nuclear CNEN Cidade Universitária Rio de Janeiro - RJ anan@ien.gov.br RESUMO Foi realizada uma avaliação retrospectiva da exposição externa de dezessete trabalhadores ocupacionalmente expostos na planta de produção de 123 I do IEN durante o período de 1994 a Fez-se também um levantamento da produção anual deste radionuclídeo nesta instalação, no período de 1998 a outubro de 2002, e observou-se que a atividade manipulada anualmente no local de trabalho é da ordem de centenas de GBq. O fator de decisão (dj) deste radionuclídeo nesta prática foi calculado com base na publicação IAEA RS-G-1.2 tendo sido determinado um valor superior a 1mSv o que justifica a implantação de um programa de monitoração da contaminação interna. Objetivando identificar as etapas críticas no processo, acompanhou-se a produção desde a preparação do alvo para a irradiação do gás xenônio até o controle de qualidade. Procedeu-se então uma comparação entre a exposição externa dos trabalhadores e a produção anual de radiofármacos. Comparou-se as doses de cada trabalhador em relação à função e tempo de trabalho e a atividade do radioisótopo produzida na instalação. A flutuação entre as doses de diferentes indivíduos que desempenham a mesma função sugere possibilidade de otimização de procedimentos visando redução das doses individuais. Os métodos de medidas in vivo e in vitro desenvolvidos neste trabalho apresentam sensibilidade compatível com os níveis derivados de referência associados aos limites anuais de dose em trabalhadores. 1. INTRODUÇÃO O 123 I é um radionuclídeo emissor de fótons de 159 kev utilizado para diagnóstico em medicina nuclear. Desde 1998 ele é produzido rotineiramente no Instituto de Engenharia Nuclear (IEN-CNEN) e fornecido a Serviços de Medicina Nuclear, situados no Rio de Janeiro. O IEN aumentou a produção de 123 I em torno de 500% nos cinco primeiros anos. A produção e manipulação de 123 I envolvem riscos radiológicos de exposição externa e interna dos trabalhadores e estes devem ser monitorados de forma a se controlar tais exposições e garantir que as doses individuais sejam mantidas tão baixas quanto possível [1]. Foi aplicado o critério para avaliação do risco de contaminação interna de acordo com o IAEA Safety Guide RS-G-1.2 [2], determinando-se o fator de decisão (dj) para a unidade de produção química e para o laboratório de controle de qualidade. Os valores de dj obtidos justificam a necessidade de monitoração individual da contaminação interna para ambas as etapas do processo. Embora os indivíduos ocupacionalmente expostos (IOEs) envolvidos nesta atividade sejam rotineiramente monitorados através de medidas in vivo de tireóide, este trabalho propõe a implementação de melhorias do programa de monitoração da contaminação interna incluindo (1) otimização da geometria de medida de 123 I na tireóide realizada atualmente na Unidade de Contador de Corpo Inteiro do IRD, (2) desenvolvimento de metodologia para determinação de 123 I em amostras de urina de 24 horas utilizando o sistema de detecção do Laboratório de Bioanálises do IRD, (3) estabelecimento de metodologia para

2 interpretação dos dados de bioanálise relativos à monitoração da contaminação interna para 123 I e (4) identificação das etapas e grupos críticos a partir dos dados de monitoração. 1. MATERIAIS E MÉTODOS. Otimização da metodologia de medida in vivo de 123 I na tireóide. A otimização do processo iniciou-se com a confecção do simulador de tireóide, usando um papel de filtro de 110mm de diâmetro, no formato da tireóide [3]. A peça de papel de filtro lacrada com adesivo plástico e recortada em formato de tireóide foi impregnada devidamente com uma solução de 139 Ce, simulando 123 I. A escolha do 139 Ce como padrão para simular o 123 I deve-se ao fato da sua meia-vida física (138 dias) ser mais longa do que a do 123 I, que é de 13,2h o que permite uma margem de tempo adequada para realização das calibrações. Esta peça foi posicionada no interior de um recipiente de acrílico. O conjunto denominado de simulador de tireóide foi encaixado no simulador de pescoço, desenvolvido no IRD, formando assim o simulador antropomórfico de tireóide-pescoço Figura 1, para uso na calibração do sistema de detecção. Figura 1 - Simulador Físico Antropomórfico de tireóidepescoço desenvolvido no IRD A medida do 139 Ce no simulador de tireóide-pescoço foi feita na Unidade de Contador de Corpo Inteiro do IRD usando, inicialmente, um conjunto com dois detectores de germânio de baixa energia e alta pureza (HPGe) Figura 2, para contagens nas distâncias de 5 a 25cm em três posições distintas em relação ao simulador. Ainda neste procedimento, outras medidas foram feitas usando agora os dois conjuntos de dois detectores, posicionados às distâncias de 10 e 15cm em relação ao simulador, de tal maneira que cada par de detectores na posição longitudinal formasse, entre si, ângulos diferentes, Figura 3. Figura 2 - Calibração da medida de tireóide Figura 3 - Calibração 2.2. Calibração dos sistemas de detecção in vitro para medida de 123 da medida de tireóide usando dois detectores HPGe usando quatro detectores I em urina. HPGe

3 A calibração do sistema de medida in vitro composto de um detector coaxial de germânio foi realizada no Laboratório Bioanálises do IRD/CNEN, usando uma solução-padrão de 139 Ce adicionada a dois frascos de polietileno de 1000 e 2000mL. Foram obtidas duas curvas de calibração eficiência x volume medindo-se os frascos em séries de cinco contagens, variandose o volume em 100 ml entre cada medida. Este procedimento foi repetido posteriormente usando uma fonte padrão de 123 I fornecida pelo IEN e calibrada no LNMRI do IRD. Metodologia para interpretação dos dados de bioanálise - Software AIDE. O estabelecimento da metodologia para interpretação dos dados de bioanálise relativos a 123 I e a verificação da aplicabilidade das técnicas in vivo e in vitro para a situação de exposição ocupacional estudada foi realizado com o auxílio do software AIDE versão 2e [4]. Os coeficientes que relacionam o valor da incorporação com as atividades medidas na tireóide e em amostras de urina de 24 horas foram gerados a partir de cálculos considerando a incorporação de 1Bq de 123 I e, posteriormente, foram determinadas as atividades iniciais correspondentes à dose efetiva comprometida de 1mSv. Verificou-se a correlação entre o dia da incorporação e a razão entre as atividades na urina-24h e na tireóide. Esta razão serve de base para estimar com maior exatidão a data e a via de incorporação mais provável. As relações numéricas determinadas permitem, também, verificar se a sensibilidade do sistema é adequada para aplicação em monitoração rotineira da contaminação interna por 123 I. 2. RESULTADOS E DISCUSSÕES Determinação do fator de decisão. O fator de decisão (dj), do 123 I foi determinado por meio da expressão sugerida no Safety Guide RS-G-1.2 da IAEA para a planta de produção do IEN. O valor de dj varia de 9,4 a 53mSv considerando operação em via úmida em capela, no laboratório de controle de qualidade e 407 a 2303mSv no setor de produção. Tais valores significam que, em ambos os setores, é necessária a monitoração rotineira da contaminação interna dos trabalhadores. No caso do controle de qualidade, embora as atividades manipuladas sejam uma fração da produção, as tarefas envolvem a manipulação de fonte líquida não selada, em ambiente aberto ou em bancada, o que representa um risco significativo de incorporação. O levantamento dos resultados de monitoração in vivo de tireóide dos trabalhadores do IEN, realizados no IRD, confirma esta hipótese, pois os IOEs do setor de controle de qualidade foram os que, até hoje, apresentaram os maiores valores de contaminação interna por 123 I. Observa-se que também ocorreu um aumento da dose anual acumulada e a dose média anual, a partir de 1998, coincidindo com o início da produção de 123 I pelo IEN em escala comercial. Deve-se ressaltar o fato de que as doses individuais associadas aos valores de incorporação e os resultados da monitoração externa levantados junto ao CONEXO (Banco de Dados do IRD) revelam que a exposição, tanto de corpo inteiro como de extremidade, estimados nesses casos sempre foram abaixo dos limites anuais de dose. Calibração e otimização dos sistemas de detecção in vivo. A calibração dos sistemas de detecção in vivo teve como objetivo a otimização da geometria de medida de 123 I na tireóide, usando uma fonte padrão de 139 Ce. O experimento demonstra que os fatores de calibração do HPGe para o 139 Ce em função da distância e da geometria, apresentados na Figura 4 são equivalentes, considerando-se a incerteza associada a este parâmetro. Este resultado é válido para as cinco distâncias testadas. Este resultado é válido para as cinco distâncias testadas. Os dados, mostrados na Figura 5, revelam que os possíveis movimentos de 1cm no plano vertical

4 (para cima ou para baixo) em relação à posição padrão provocam modificações acentuadas nos valores das medidas, principalmente quando à distância do detector ao simulador vai diminuindo. Os movimentos de 1cm no plano horizontal (para esquerda, para direita, para frente e para trás) não comprometem o resultado das medidas Fator de calibração (cpm/bq) Transversal Longitudinal Diagonal Fator de calibração (cpm/bq) Para frente Para trás Para esquerda Para direita Para cima Para baixo Padrão Distância (cm) Distância (cm) Figura 4 - Fator de calibração do HPGe para 139 Ce em função da distância e da geometria Figura 5 - Fator de calibração do HPGe para 139 Ce em função da distância e variação de posição nos planos horizontal e vertical Calibração dos sistemas de detecção in vitro. A calibração dos sistemas de detecção in vitro envolve o levantamento de Curvas de Calibração, Figura 6, que permitem a determinação da atividade do radionuclídeo 123 I, através de medidas de amostra de urina, num frasco de polietileno de capacidade de 1000 e outro de 2000mL. Fator de Calibração(cpm /Bq) 2,6 2,4 2,2 2,0 1,8 1,6 1,4 1,2 1,0 0,8 0,6 0,4 0,2 1000m L 2000m L V o lu m e (m L ) Figura 6. Curvas de Calibração do detector HPGe do laboratório de bioanálises para medidas in vitro com frascos de polietileno de 1000 e 2000mL utilizando fontes padrão 123 I em HNO 3 1N. A medida com frasco de 1000mL apresenta maior eficiência para volumes até 200mL, sendo que o frasco de 2000mL torna-se mais apropriado para as medidas acima deste valor. A diferença nas leituras para volumes iguais se dá em função da altura da coluna líquida. Para um mesmo volume o frasco de maior diâmetro apresentará menor altura, melhorando o ângulo sólido da medida. Interpretação de dados de bioanálise para 123 I. A Tabela 1 apresenta a correlação entre o dia da incorporação e a razão das atividades na urina-24h e na tireóide. Esta informação é utilizada para estimar a data da incorporação mais provável e também para fornecer subsídios na identificação da via de incorporação.

5 Tabela 1 - Razões entre atividade total excretada na Urina em 24h e atividade retida na tireóide para incorporação única, via inalação, de 1Bq de 123 I considerando composto classe F na forma de vapor Dias após a Incorporação de 1 Bq Fração da Atividade incorporada Urina de 24 h Tireóide Razão Urina-24h/Tireóide 01 1,63 x10-1 7,09 x10-2 2, ,07 x10-3 2,13 x10-2 0, ,61 x10-5 6,01 x10-3 0, ,88 x10-6 1,69 x10-3 0, ,89 x10-7 4,75 x10-4 0, ,91 x10-7 1,34 x10-4 0, ,18 x10-8 3,76 x10-5 0, ,96 x10-8 1,06 x10-5 0, ,11 x10-9 2,98 x10-6 0, ,88 x10-9 8,37 x10-7 0,0022 A Figura 7 apresenta a variação das atividades excretadas e retidas ao longo do tempo após a incorporação da atividade correspondente à dose comprometida de 1mSv. Esta simulação tem por finalidade avaliar a sensibilidade do sistema de detecção para sua aplicação em monitoração individual da contaminação interna por 123 I. Atividade no compartimento(bq) Tempo após a incorporação(dias) Tireóide Urina-24h Dias após a Atividade no compartimento Incorporação Urina de 24 h Tireóide x ,33 x ,91 x ,99 x ,57 x ,82 x ,35 x ,93 x ,77 x ,23 x ,96 x ,27 x ,90 x ,76 x ,21 x ,96 x ,80 x ,40 x ,82 x ,93 x 10 0 Figura 7 - Excreção e retenção de 123 I em urina-24h e tireóide em função do tempo após incorporação única, via inalação, de iodo elementar Tipo F na forma de vapor (Incorporação de 4,69 x 10 6 Bq, correspondente a dose comprometida de 1mSv). Considerando o limite mínimo de detecção de 4,93Bq para medida de tireóide em 15 minutos na distância de 15 cm, esta simulação mostra que a sensibilidade do sistema permite a monitoração in vivo até nove dias após a incorporação. No caso de urina-24 h a medida deve ser realizada até cinco dias após a incorporação considerando um limite de detecção de 1,89Bq para um volume de amostra de 1,4L e tempo de contagem de 1 hora. Identificação das etapas críticas no processo de produção do 123 I no IEN. Nas primeiras etapas, por serem procedimentos automáticos, o trabalhador não tem nenhum contato com o material radioativo, o risco de contaminação é baixo, podendo ocorrer exposição a fótons e nêutrons provenientes da preparação e irradiação do alvo. As etapas de colocação dos vidros de penicilina na roleta posicionadora, trocas de filtros e, principalmente, manutenção, podem

6 apresentar riscos de contaminação, via inalação, dos resíduos de 123 I. Nestes procedimentos a contaminação por contato com a pele é mínima tendo em vista o uso de luvas pelo trabalhador que desempenha esta tarefa. O compartimento onde as etapas posteriores serão executadas está submetido a um fluxo de ar estéril horizontal, produzido por uma capela de fluxo laminar, no interior da célula de processamento, apresentando exposição a fótons, porém, com baixo risco de contaminação interna. A etapa mais crítica em termos de risco de contaminação interna se verifica no controle de qualidade da solução de radiofármaco produzida. Apesar desta ser uma tarefa executada em capela estéril, com a utilização de um pequeno volume da amostra (na ordem de 5µL de uma produção em 2,2mL) e realizada num tempo mínimo (aproximadamente 2% do tempo total da produção) a volatilidade do iodo pode conduzir a uma contaminação interna do trabalhador tendo em vista que estas operações são feitas com fontes abertas. 3. CONCLUSÕES E SUGESTÕES As doses externas dos trabalhadores estão todas abaixo dos limites anuais de exposição. Os métodos in vivo e in vitro disponibilizados neste trabalho apresentam sensibilidade compatível com os níveis de referência derivado de 1mSv para monitoração de tireóide e urina de 24 horas. Os dados de bioanálise apontam a etapa de controle de qualidade como a mais crítica em relação à contaminação interna. O programa de proteção radiológica da Instalação pode ser otimizado, aumentando-se a freqüência de monitoração in vivo da contaminação interna, e incluindo análise de amostras de urina de 24 horas, melhorando a qualidade e confiabilidade da estimativa das doses internas. Recomenda-se que a monitoração individual interna seja conduzida pela Supervisão de Proteção Radiológica da Instalação e realizada no local de trabalho através do uso de um monitor de tireóide instalado próximo ao setor de produção de radiofármacos. A freqüência de monitoração deve ser definida com base no Safety Guide RSG-1.2 da IAEA [2] REFERÊNCIAS [1] Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Diretrizes Básicas de Radioproteção. Norma CNEN-NE Rio de janeiro, RJ: CNEN. (2005) [2] IAEA Safety Standards Series Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides Safety Guide No.RS-G-1.2 (1999) [3] Dantas, B.M., Bases para a Calibração de Corpo Inteiro Utilizando Simuladores Físicos Antropomórficos. Dissertação ( Doutorado em Biologia ) Universidade do Estado do Rio de Janeiro-Instituto de Biologia. (1998) [4] Bertelli, L. Activity and Internal Dose Estimates (AIDE)- Instructions Manual, Version 2.0E, September (2004).