Avaliação da metodologia de estimação da atividade em rejeitos sólidos radioativos perfurocortantes gerados em um Serviço de Medicina Nuclear

Abstract

A utilização das radiações ionizantes deve trazer um benefício líquido para a sociedade. A medicina nuclear é uma especialidade médica que emprega radiofármacos para o diagnóstico e tratamento de diversas doenças, o que invariavelmente ocasiona a produção de rejeitos radioativos. Rejeitos radioativos são materiais contendo radionuclídeos sem utilização presente ou futura, e a sua liberação no meio ambiente pode causar a exposição da população. A Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), através da norma CNEN-NN-8.01 regulamenta os procedimentos para a gerência dos rejeitos radioativos, determinando como os mesmos devem ser descritos e classificados, os procedimentos para a sua coleta e segregação, embalagem, identificação, armazenamento, e os limites para a sua transferência para os serviços de coleta urbana. Como determinado pela CNEN, todos os embalados contendo rejeitos radioativos devem ter a atividade estimada e registrada em sinalização afixada em seu exterior e no inventário de rejeitos radioativos. A determinação ou a estimação da atividade é importante para o cálculo do tempo de armazenagem até a liberação dos rejeitos nos serviços de coleta de lixo hospitalar e urbano. Portanto, são necessários procedimentos práticos para mensurar ou estimar a atividade. A metodologia aplicada pelo Serviço de Medicina Nuclear do Instituto Nacional de Câncer José Alencar Gomes da Silva (SMN/INCA) para estimar a atividade nos coletores de perfurocortantes (rejeitos radioativos) utiliza algumas aproximações físicas, considerando os embalados como fontes pontuais, homogêneas e isotrópicas sem autoabsorção ou espalhamento das radiações. Essas aproximações não são geralmente compatíveis com a realidade, onde os embalados têm volumes consideráveis, com materiais que produzem atenuação e espalhamento das radiações. O objetivo desse trabalho é avaliar a metodologia aplicada pelo SMN/INCA para estimar a atividade nos coletores de perfurocortantes e comparar tais estimativas com a atividade real dos rejeitos radioativos, determinando um possível fator de correção para as mesmas. Foram realizados experimentos de forma a avaliar os procedimentos rotineiramente empregados no SMN/INCA, assumindo que podem existir diferenças significativas com relação a atividade presente nos embalados e aquelas estimadas por tais procedimentos, baseados nas medições obtidas com o uso de monitores de radiação calibrados na grandeza dosimétrica equivalente de dose ambiente - H*(10). Os resultados obtidos monstram que a metodologia empregada para estimar tal atividade dos embalados, contendo rejeitos radioativos perfurocortantes, subestima a atividade real contida nos embalados em até 20%. Essas diferenças são devidas as variações de leituras obtidas com o monitor de radiação Geiger-Müller. Entretanto, tais variações se encontram na faixa de tolerância para tal classe de monitores calibrados em H*(10). Embora existam diferenças entre a atividade real e a estimada, a correção é possível através de um fator de ajuste fixo (k=1,2), que pode ser utilizado de forma a garantir que a metodologia produza resultados compativeis com os requisitos normativos de proteção radiológica definidos pela CNEN.

The use of ionizing radiation must provide net benefits to society. Nuclear medicine is a medical specialty that uses radiopharmaceuticals to diagnosis and treatment for several illnesses, inevitably producing radioactive waste. Radioactive waste is any material containing radionuclides with no present or future use, and your release in the environment can cause radioactivity exposure to the population. The Brazilian National Nuclear Energy Commission (CNEN), through norm CNEN NN-8.01, regulates the procedures for the management of such radioactive waste, determining how to describe and classify, the methods for their collection, segregation, packaging, identification, storage, and the limits to transfer it to urban waste collection services. As ruled by CNEN, all packages containing radioactive waste must have the estimated activity recorded in external labels and on the inventory of radioactive waste. The activity determination or estimation is essential to the calculation of the storage time until the release of such waste in medical or urban waste collecting services. Therefore, practical procedures are necessary to carry out that measurement or estimation. The methodology applied by the Nuclear Medicine Department of the Brazilian National Cancer Institute José de Alencar Gomes da Silva (SMN/INCA) to estimate the activity in the sharp containers (radioactive waste) uses some physical approximations to perform the activity estimation, considering the packages as punctual, homogeneous and isotropic sources with no radiation autoabsorption or scattering. Those approximations have no link to the reality where the packages have considerable volumes with materials that produce radiation attenuation and scattering. This work aims to evaluate the methodology applied by the SMN/INCA to estimate the activity in the sharp containers (radioactive waste) and compare the provided estimates with the actual activity on that waste, providing a correction factor for those estimations. Experiments were carried out to evaluate the procedures employed in the routine of the Service. Assuming that there may be significant differences about the actual activities present in the packages and those estimated by such methodology, based on measurements obtained with the use of radiation monitors calibrated in the dosimetric quantity equivalent of ambient dose - H*(10). The results show that the methodology can underestimate the activity contained in the packages by up to 20%. Those differences are due to the variation on the Geiger-Müller monitor readings. However, the differences are in the tolerance range for those instruments when calibrated on H*(10). Although there are differences between the actual activity and that estimated, the correction is possible with one fixed adjustment factor (k=1,2), allowing the methodology gives results compatible with the regulatory requirements of radiological protection determined by CNEN.