Journals / Sağlık Bilimlerinde İleri Araştırmalar Dergisi / 2022 / Cilt: 5 - Sayı: 3
SOLID RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT IN A LARGE-CAPACITY NUCLEAR MEDICINE CENTER
- Pages
- 167–171
- DOI
- —
Abstract
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.
Özet
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.