Objective: Nuclear medicine departments work with open radioactive
isotopes. For this reason, most radioactive waste generated in hospitals
comes from these departments. The aim of this study is to measure the
intensity (dose rate) of radiation released to the environment from the
solid radioactive wastes formed in diagnosis and treatment applications in
nuclear medicine, and to determine the annual radiation doses of the
working personnel and the amount of solid radioactive waste. The study
also evaluates waste disposal methods.
Materials and Methods: Dose rate measurements were measured with a
Geiger-Müller (GM) detector. Solid radioactive wastes formed in PET and
SPECT units were kept for three days after they were separated at their
source. The radioactive wastes from the treatment service belonged to
I-131, Lu-177 and Y-90 radionuclides, and they were evacuated with dose
rates <1 μSv/hour by keeping them in lead-insulated warehouses for
about three months.
Results: Average dose rates of wastes in the treatment unit of 155 μSv/hr,
120 μSv/hr and 48 μSv/hr were found for I-131, Lu-177 and Y-90,
respectively. The highest amount of waste was found to be radionuclide
I-131 (46%). The mean annual effective dose values of radiation workers
were found to be 2.12 mSv in those working in diagnosis and 3.58 mSv in
those working in treatment.
Radioactive waste radionuclide therapy radiation officer dose rate solid radioactive waste solid radioactive waste management in hospitals
Amaç: Nükleer tıp departmanlarında açık radyoaktif izotoplar ile çalışıldığından
hastane bünyesinde oluşan radyoaktif atıkların büyük çoğunluğu
bu bölümden çıkmaktadır. Bu çalışmanın amacı nükleer tıpta tanısal işlemlerde
ve radyonüklit tedavi uygulamaları sonrası oluşan katı radyoaktif
atıklardan çevreye salınan radyasyonun şiddetini (doz hızını) ölçmek, çalışan
personellerin yıllık radyasyon dozları ile katı radyoaktif atık miktarlarını
belirlemek, ayrıca atıkların bertaraf yöntemlerini değerlendirmektir.
Gereç ve Yöntem: Doz hızı ölçümleri Geiger-Müller (GM) detektörü ile
yapıldı. PET ve SPECT ünitelerinde oluşan katı radyoaktif atıklar kaynağında
ayrıştırıldıktan sonra üç gün bekletildi. Tedavi servisinden çıkan radyoaktif
atıklar I-131, Lu-177 ve Y-90 radyonüklitlerine ait olup bunlar kurşun
izolasyonlu depolarda yaklaşık üç ay bekletilmek suretiyle doz hızları <1
μSv/saat olanlar tahliye edildi.
Bulgular: Tedavi ünitesindeki atıkların ortalama doz hızları; I-131, Lu-177
ve Y-90 için sırasıyla 155 μSv/saat, 120 μSv/saat ve 48 μSv/saat bulundu.
En fazla atık miktarı I-131 (%46) radyonüklidine ait bulundu. Radyasyon
görevlilerinin yıllık efektif ortalama doz değerleri tanıda çalışanlarda 2.12
mSv, tedavide çalışanlarda 3.58 mSv bulundu.
Radyoaktif atık radyonüklid tedavi radyasyon görevlisi doz hızı katı radyoaktif atık hastanelerde katı radyoaktif atık yönetimi
Birincil Dil | Türkçe |
---|---|
Konular | Klinik Tıp Bilimleri |
Bölüm | Araştırma Makaleleri |
Yazarlar | |
Yayımlanma Tarihi | 16 Kasım 2022 |
Gönderilme Tarihi | 13 Mayıs 2022 |
Yayımlandığı Sayı | Yıl 2022 Cilt: 5 Sayı: 3 |