Management of hemodialysis patient subject to medical-nuclear investigation

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Introduzione

Negli ultimi decenni l’evoluzione delle metodiche di imaging ha contribuito significativamente al miglioramento dell’accuratezza diagnostica in medicina. Tra le varie metodiche, quelle utilizzanti radionuclidi, per le caratteristiche in esse presenti, hanno permesso di studiare aspetti particolari della patologia umana. La medicina nucleare usa il principio del tracciante. Le radiazioni, principalmente fotoni gamma, emesse dal radionuclide vengono convertite in immagini planari o tomografiche attraverso la Gamma Camera. Grazie alla versatilità dei radionuclidi, la medicina nucleare trova applicazione in diversi ambiti della clinica [1].

Secondo i dati UNSCEAR 2000 ogni anno vengono effettuati nel mondo circa 32 milioni di esami di medicina nucleare [2]. La crescente diffusione dell’esame scintigrafico e della Tomografia ad Emissione di Positroni (PET), nel corso dell’ultimo decennio, deriva principalmente dalla loro notevole capacità di integrazione e/o sostituzione delle classiche metodiche di imaging pesante (TC, RM, etc.). La scintigrafia è una tecnica di diagnostica funzionale che, previa somministrazione di un tracciante radioattivo (che si distribuisce nel corpo in base alle sue proprietà chimiche e biologiche), ne valuta e/o quantifica la distribuzione negli organi e nei tessuti che si vogliono studiare. La PET è un esame diagnostico che prevede l’acquisizione di immagini fisiologiche basate sul rilevamento di due fotoni gamma che viaggiano in direzioni opposte. Questi fotoni sono generati dall’annientamento di un positrone con un elettrone nativo. La scansione PET, eseguita con fluorodesossiglucosio (FDG), fornisce informazioni metaboliche qualitative e quantitative. L’FDG è un analogo radiomarcato del glucosio che viene assorbito dalle cellule metabolicamente attive come le cellule tumorali. Le scansioni PET sono in grado di dimostrare un’attività metabolica anormale prima che si siano verificati cambiamenti morfologici. L’attività metabolica dell’area di interesse viene valutata sia mediante ispezione visiva delle immagini sia misurando un valore semi-quantitativo dell’assorbimento di FDG chiamato valore di assorbimento standardizzato (SUV). L’applicazione clinica più comune della PET è in oncologia, dove viene impiegata per differenziare le lesioni benigne dalle lesioni maligne, monitorare l’effetto della terapia su neoplasie conosciute, riposizionare e rilevare la recidiva del tumore; viene anche utilizzata in cardiologia, per la valutazione di aree di ischemia, e in neurologia, nella diagnosi differenziale di demenza e sindrome di Parkinson [3,4].

L’obiettivo di questo studio è valutare la clearance dei vari radionuclidi in corso di emodialisi, così da stimare il rischio espositivo per personale medico ed infermieristico e suggerire norme comportamentali da osservare nei confronti dell’assistito. È stata valutata l’irradiazione del paziente agli operatori sanitari ed ai familiari che lo accudiscono ed è stata stimata la contaminazione del liquido di dialisi, con particolare attenzione al kit monouso utilizzato durante la procedura dialitica. Inoltre, abbiamo riservato una attenzione particolare alla fase immediatamente successiva alla seduta emodialitica, e cioè allo smaltimento dei rifiuti contaminati dal materiale nucleare, poiché la responsabilità penale di tale processo ricade sul Dirigente Medico Direttore della struttura [5,6].

 

Definizioni dei termini fisici, tecnici, grandezze ed unità usati nello studio

Elettronvolt (eV): Unità di misura dell’energia. Per definizione 1 eV rappresenta l’energia acquistata da un elettrone quando attraversa una differenza di potenziale di 1 volt e vale 1.6·10^-19 joule (J). Nella descrizione dei fenomeni atomici e nucleari spesso si usano i multipli dell’elettronvolt: keV (103 eV), MeV (106 eV), GeV (109 eV). In base alla proporzionalità esistente tra massa ed energia (secondo la relazione E = mc²), è uso comune nella fisica nucleare utilizzare l’eV e i suoi multipli per esprimere anche la massa delle particelle; ad esempio la massa di 1 MeV equivale ad una massa di 1.8 10^-27 grammi.

Becquerel (Bq): Nome dell’unità di misura dell’attività, nel Sistema Internazionale, che sta progressivamente sostituendo l’unità di misura tradizionale della attività, il curie (Ci). 1 Bq equivale ad una trasformazione al secondo. I fattori di conversione da utilizzare quando l’attività è espressa in curie sono i seguenti: 1 Ci = 3.7 ∙ 10¹⁰ Bq (esattamente) e 1 Bq = 2.7027 ∙ 10^-11 Ci.

Rateo di dose: quantità o intensità di radiazione emessa dal paziente nell’unità di tempo; viene misurato in Sievert/h.

Sievert (Sv): è il nome dell’unità di misura di dose, nel Sistema Internazionale, assorbita dall’uomo ed è l’energia rilasciata per ogni kg di tessuto umano. Le dimensioni del Sievert sono J/kg.

 

Descrizione dell’esame con somministrazione di isotopi radioattivi

L’esame scintigrafico si articola in più fasi. Nella prima viene somministrato al paziente il radiofarmaco per via endovenosa. Successivamente, il paziente viene fatto distendere su un lettino ed il rilevatore della Gamma Camera viene posizionato vicino all’organo da esaminare. L’indagine fornisce una mappa della distribuzione del radiofarmaco, evidenziando variazioni cromatiche proporzionali alla radioattività regionale. Per ottenere la massima qualità dell’immagine è essenziale che l’acquisizione avvenga nelle 2-3 ore successive alla somministrazione del radiofarmaco, permettendo la massima concentrazione dello stesso nell’organo oggetto di studio e la riduzione della radioattività in circolo. I traccianti utilizzati nelle scintigrafie possono essere costituiti da soluzioni saline di radioisotopi o da specifici radiofarmaci costituiti da molecole farmacologicamente attive alle quali viene legato il radioisotopo.

La maggior parte dei radionuclidi impiegati nelle procedure diagnostiche scintigrafiche emette radiazioni gamma, di energia tipicamente compresa tra 71 e 364 keV, ed è caratterizzata da una emivita che è, da un lato, sufficientemente lunga per consentire l’agevole preparazione del radiofarmaco e l’esecuzione dell’esame e, dall’altro, sufficientemente breve (ore o giorni) per ridurre quanto più possibile la dose di radiazioni per il paziente e le persone che stanno vicine.

I radionuclidi usati più frequentemente in scintigrafia sono: il Tecnezio (^99mTc), l’Indio (¹¹¹In), lo Iodio (¹³¹I) ed il Tallio (²⁰¹Tl). I radionuclidi impiegati nelle pratiche PET decadono emettendo positrone (β⁺) e quelli maggiormente utilizzati sono il Fluoro (¹⁸F), il Carbonio (¹¹C), l’Ossigeno (¹⁵O), il Gallio (⁶⁸Ga) e l’Azoto (¹³N) (Tabella I). In questo lavoro vengono presi in considerazione soltanto l’¹¹¹In, lo ¹³¹I, il ²⁰¹Tl ed il ^99mTc, poiché la maggior parte degli altri radionuclidi presentano un tempo di dimezzamento molto breve per cui il problema relativo alla radioprotezione appare inconsistente in dialisi [6].

 

Materiali e Metodi

Pazienti

Per il nostro studio sono stati arruolati, dal gennaio 2015 al maggio 2017, 29 pazienti consecutivi in trattamento emodialitico, per i quali si rendeva necessaria l’indagine nucleare. Di questi, 4 pazienti erano stati sottoposti a scintigrafia tiroidea con ¹³¹I, 11 a scintigrafia miocardica con ^99mTc, 9 a scintigrafia ossea ^99mTc e 5 ad Octreoscan, una tecnica di medicina nucleare utilizzata per la diagnosi delle neoplasie neuroendocrine che usa come radionuclide ¹¹¹In.

 

Strumento usato per la scintigrafia

Per la scintigrafia sono state utilizzate Gamma Camere Tomografiche a doppia testa Jet Stream^® Philips – Olanda 2006.

 

Strumento usato per la misurazione della radioattività

Per la misurazione della radiazione emessa dal paziente e dai materiali usati per il trattamento sostitutivo è stata utilizzata la seguente strumentazione: Camera a ionizzazione Rotem Industries modello Ram Ion Digit^® – Israele; Analizzatore multicanale al Germanio iperpuro (GeHP) della Hortec – USA; Contaminametro Berthol LB125^®; Analizzatore multicanale allo ioduro di sodio [Na(ITl)] Gamma Vision^® della Hortec – USA.

 

Valutazione irradiazione del paziente al personale sanitario ed ai familiari.

Dopo aver eseguito l’esame scintigrafico, al fine di avere il massimo irraggiamento, il paziente veniva sottoposto a trattamento emodialitico. Prima di iniziare il trattamento veniva valutato, tramite camera a ionizzazione, l’irraggiamento del paziente a quattro distanze: a contatto (<30 cm), ad 1, 2 e 3 metri (Tabella II).

 

Inoltre venivano individuati i tempi in cui gli operatori sanitari rimanevano a contatto con il paziente “radioattivo”.

• Per la preparazione e il collegamento del paziente al monitor da emodialisi gli infermieri impiegavano circa 15’ (posizionamento aghi, manutenzione catetere venoso centrale, etc.) e si trovavano sostanzialmente a contatto (<30 cm) con il paziente.
• Durante il trattamento emodialitico, variabile dalle 2 alle 4 ore, l’operatore sanitario non stazionava necessariamente a contatto diretto col paziente ma era presente comunque nelle immediate vicinanze (4-5 metri) per intervenire in caso di necessità.

• Ogni 15’ veniva determinata la pressione arteriosa e la frequenza cardiaca per monitorare le condizioni generali del paziente. In questo caso, grazie all’ausilio dei dispositivi automatici, il contatto col paziente risultava minimo ma, tenendo conto dell’insorgenza di potenziali sintomi intradialitici, veniva stimato un tempo di circa 10’ ogni 60’ per la “valutazione del paziente” (controllo funzioni vitali, somministrazione di soluzione fisiologica, farmaci, etc.,) da parte del personale infermieristico.

• Infine, veniva calcolato in circa 15’ l’ulteriore tempo di esposizione durante le procedure di distacco del paziente dal circuito extracorporeo (per rimozione aghi fistola, emostasi, management del catetere venoso centrale, somministrazione terapia, etc.).

La Tabella III riporta lo schema del tempo di contatto tra il paziente e l’operatore sanitario ed il relativo irraggiamento. Tenendo conto della normativa vigente, che dà ad ogni paziente una superficie di 9 m² e che la distanza media inter-paziente è di circa 200-250 cm, la dose assorbita dal paziente che sta accanto al paziente sottoposto ad indagine scintigrafica è sostanzialmente irrisoria [7].

 

 

Discussione

Dalla Tabella III è possibile notare che, nelle 4 ore di dialisi, il decadimento dell’Indio (¹¹¹In), del Tallio (²⁰¹Tl) e del Tecnezio (^99mTc) non sono sostanzialmente apprezzabili con un rateo di dose pressoché costante mentre il decadimento dello Iodio (¹³¹I) è rapidissimo.

Moltiplicando i contributi di dose per il tempo di esposizione e sommando il tutto, viene calcolata la dose in mSv che un infermiere assorbe per ogni paziente sottoposto a questo tipo di indagine. Dai valori di riferimento in Tabella III, un infermiere è sottoposto ad una dose di irraggiamento pari a 15,7, 0,15, 14,6 e 9,9 mSv per seduta di 4 ore a seconda che si trattati dell’Indio, dello Iodio, del Tallio e del Tecnezio rispettivamente.

Nel centro presso cui è stata fatta questa esperienza, abbiamo rilevato potenzialmente 30 casi/anno di esposizione a radiazioni per indagini di medicina nucleare su un bacino di cento pazienti emodializzati cronici. Tenuto conto che in pianta organica sono presenti 16 infermieri, e che ogni infermiere segue mediamente dieci pazienti ogni anno, si può affermare che ogni infermiere riceve una dose di 120 mSv/anno, corrispondente a 0.12 mSv/anno. Tale valore è inferiore ai limiti di dose di riferimento a cui i lavoratori possono essere esposti; il limite massimo previsto per la popolazione generale è infatti di 1 mSv/anno [5]. I valori di esposizione da noi riscontrati a seconda del tipo di radionuclide utilizzato risultano significativamente inferiori ai limiti di dose annui stabiliti dalla normativa italiana (Tabella IV) [8]. Tali limiti sono relativi ad un anno solare e si riferiscono alla somma delle dosi ricevute per irradiazione interna ed esterna.

Si osservi che i limiti di dose per i lavoratori esposti sono gli stessi per tutti, indipendentemente dalla ulteriore classificazione in Categoria A o in Categoria B, classificazione finalizzata unicamente ad ottimizzare l’impiego delle risorse disponibili per la radioprotezione. Sono classificati lavoratori esposti di Categoria A i soggetti che in ragione della loro attività lavorativa (per conto del datore di lavoro) sono suscettibili ad un’esposizione alle Radiazioni Ionizzanti – per anno solare – superiore ad uno dei seguenti valori:

• 6 mSv per esposizione globale o di equivalente di dose efficace;
• 45 mSv per cristallino;
• 150 mSv per la pelle, mani, avambracci, piedi e caviglie.

I lavoratori esposti di Categoria A vengono sottoposti a visita medica e ad esami di controllo semestralmente. Sono classificati lavoratori esposti di Categoria B i lavoratori esposti non classificati in Categoria A (sotto 1 mSv sono considerati non radioesposti); i lavoratori esposti di Categoria B si sottopongono ad esami di controllo annualmente.

 

 

Per i calcoli sulle stime di radio esposizione è stato preso in considerazione l’infermiere dedicato alla conduzione del trattamento, in quanto è sicuramente l’operatore sanitario che trascorre più tempo a contatto con il paziente e con il suo circuito extracorporeo e riceve pertanto la maggiore dose annua ipotetica rispetto a qualsiasi altro operatore del Centro dialisi. Dalle rilevazioni fatte, il personale infermieristico che sta a contatto con il paziente non risulta classificabile tra il personale esposto alle radiazioni ionizzanti, poiché non è suscettibile di superare 1 mSv/anno.

Le Tabelle V e VI riportano lo schema riassuntivo dei vincoli di dose per infermieri e personale extra-sanitario che assistono o confortano persone sottoposte a indagine con tracciante radionuclidico. La realizzazione di una dialisi per un paziente che ha ricevuto nuclidi radioattivi comporta quindi un rischio di esposizione estremamente trascurabile. Nel privato, dove sono presenti piccole quantità di liquidi da smaltire, si hanno problemi di concentrazione del radionuclide. Visto questo problema, conviene far fare la seduta successiva all’indagine scintigrafica in ospedale.

 

 

 

Descrizione del rischio espositivo

Il Sievert è l’unità di misura della dose equivalente di radiazione nel Sistema Internazionale e misura gli effetti del danno radiologico su di un organismo esposto. L’esposizione a radiazioni ionizzanti in ambito biologico è collegata a due possibili tipologie di eventi avversi, in base alla dose efficace: deterministici e stocastici. I primi sono eventi che si realizzano con certezza nel momento in cui si superi una definita dose-soglia (in mSv) di esposizione alle radiazioni. Sono invece chiamati stocastici gli effetti dannosi che si realizzano anche per dosi modeste di radiazioni ionizzanti (quindi senza una dose soglia) e che hanno una certa probabilità di realizzarsi in soggetti esposti alle radiazioni con effetto “tutto o nulla” [9].

La dose efficace alla popolazione dovuta alle esposizioni sanitarie nei paesi più industrializzati è di circa 0,09 mSv per le attività di medicina nucleare. A queste dosi non sono documentabili effetti deterministici ma sono ipotizzabili solo effetti stocastici (probabilistici) che comprendono neoplasie maligne, benigne ed effetti genetici.

In letteratura non esistono dati univoci sull’entità di tali rischi: per dosi piccole di radiazioni (<100 mSv) mancano sicure evidenze di danno da radiazioni nell’uomo; per dosi molto modeste (<10-20 mSv), nel cui range si collocano le indagini di Medicina Nucleare, non sono rilevabili alterazioni cromosomiche [2]. Le direttive Europee per la protezione dei lavoratori definiscono i limiti per la radio-esposizione professionale ad una dose effettiva massima di 20 mSv/anno [10,11]. Tali disposizioni raccomandano che giovani lavoratori (<18 anni) e donne in gravidanza o allattamento non siano comunque impiegati in lavori che abbiano rischio di esposizione [10,11].

 

Valutazione contaminazione: Liquidi da dialisi e kit monouso

L’obiettivo del lavoro è anche quello di valutare la contaminazione del dialisato e del kit di dialisi utilizzato da un paziente sottoposto ad indagine medico-nucleare. L’esperienza ci ha mostrato che i dispositivi e le metodiche emodialitiche, essendo studiati per evitare contaminazioni biologiche, sono altrettanto efficaci per prevenire le contaminazioni da sostanze radioattive. Né il rene artificiale né altri presidi esposti ad una possibile contaminazione radioattiva risultano contaminati. Il dialisato, il risultato di una filtrazione del sangue radioattivo del paziente che è stato sottoposto ad indagine medico-nucleare, presenta una radioattività variabile da 5 al 10% dell’attività somministrata. Per effettuare le misure sono stati prelevati 10 campioni di dialisato ogni 30’ e valutata la radioattività presente (Figura 1).

 

 

Nel caso del Tecnezio (^99mTc, attività somministrata 500 MBq), si è trovata nel dialisato una concentrazione radioattiva pari a 120 Bq/g nella prima dialisi successiva all’esame medico nucleare; nella seconda non sono state trovate tracce misurabili. Ciò a causa del basso tempo di dimezzamento del ^99mTc (6 h).

Nel caso dell’Indio (¹¹¹In, attività somministrata 100 MBq), nel dialisato della prima dialisi successiva all’esame medico nucleare si è trovata mediamente una concentrazione radioattiva pari a circa 120 Bq/g; una concentrazione pari a 26 Bq/g nella seconda dialisi; una contaminazione pari a 10 Bq/g nella terza dialisi e meno di 1 Bq/gr nella quarta.

Nel trattamento della scintigrafia tiroidea con iodio (¹³¹I, attività somministrata 55,5 MBq), nell’analisi spettrometrica del dialisato della prima dialisi abbiamo trovato il 15% dell’attività somministrata, in concentrazione circa a 150 Bq/g; tale valore abbastanza alto è scomparso quasi del tutto nella seconda dialisi, anche se sono rimaste tracce nella tiroide, rilevate con sonda a scintillazione. Ragionevolmente si ritiene che lo ¹³¹I venga eliminato per via fecale.

I kit da dialisi sono stati conservati in appositi contenitori per essere smaltiti come rifiuti speciali ed è stato osservato quanto segue:

1. Kit contaminato da ^99mTc: contaminazione bassa e che si annulla dopo 48 ore;
2. Kit contaminato da ¹¹¹In: contaminazione bassa ma che si annulla dopo due settimane dato il suo tempo di dimezzamento, 2,8 giorni;
3. Kit contaminato da ¹³¹I: contaminazione molto bassa anche a causa delle basse radioattività utilizzata (50MBq).

In considerazione del fatto che il limite allo smaltimento nell’ambiente di una sostanza contaminata è quello di possedere contemporaneamente un tempo di dimezzamento T_1/2 <75 giorni e una concentrazione della radioattività A_s <1 Bq/g, il primo requisito è garantito nel nostro caso dal fatto che tutti i radionuclidi utilizzati in campo medico hanno tempi di dimezzamento nettamente inferiori. Il secondo requisito viene rispettato prima dello smaltimento, aspettando cha la radioattività si riduca oppure mediante diluizione con grandi volumi di liquidi-solventi.

Nel caso dello smaltimento dei kit contaminati, essi vanno depositati in un ambiente non frequentato o, ancora meglio, nel deposito dei rifiuti radioattivi della Medicina Nucleare; è necessario aspettare il tempo necessario a garantire un’attività specifica A_s <1 Bq/g. Nel caso dei liquidi di dialisi, poiché le attività specifiche sono molto elevate in fase iniziale, si dovrebbe aspettare molto o diluirli. Fortunatamente, nei grossi presidi ospedalieri, i liquidi confluiscono insieme a molte migliaia di litri nel sistema di sterilizzazione ospedaliero, da dove vengono smaltiti e immessi nel sistema dinamico delle fognature. Laddove questa diluizione non sia possibile è necessario raccogliere il dialisato e conferirlo come liquido radioattivo a ditta specializzata e autorizzata allo smaltimento di sostanze radioattive. In alternativa, è possibile trasferirlo nell’impianto di Medicina Nucleare presente nella struttura.

 

Conclusioni

È possibile affermare, in conclusione, che la terapia emodialitica su di un paziente che ha ricevuto nuclidi radioattivi presenti un rischio di esposizione trascurabile, sia per il personale sanitario che per gli altri pazienti ed i familiari che assistono.

I problemi di contaminazione si limitano al dialisato, per il quale valgono le indicazioni sopra riportate. Tuttavia, deve essere ricordato che, se in ospedale il problema relativo allo smaltimento del dialisato è trascurabile poiché alti sono i volumi di liquidi e quindi di diluizione che vengono eliminati, il problema è acuto nei piccoli centri (CAL, o privato accreditato) dove i volumi di liquidi trattati quotidianamente sono limitati. Un altro aspetto da sottolineare è quello relativo ai rifiuti contenenti Tecnezio, Tallio e Indio: avendo un tempo di decadenza maggiore rispetto agli altri, dovrebbero stazionare negli ambienti protetti della medicina nucleare o della fisica medica ospedaliera prima del definitivo smaltimento. Infine, i pazienti sottoposti a terapie con ¹³¹I (con 3-5 GBq) vanno isolati e vanno seguiti dall’equipe di fisica sanitaria.

Pertanto, gli Autori consigliano, a titolo cautelativo, di eseguire la dialisi il giorno dopo l’esame medico nucleare. Sarebbe inoltre auspicabile effettuare il trattamento extracorporeo in un Presidio in cui è presente anche un reparto di Medicina Nucleare e, in sua assenza – così come previsto per legge – di richiedere specifiche indicazioni in tal senso agli specialisti del reparto in cui l’esame è stato eseguito (Art. 105 D. L.gsl 230/95).

 

Bibliografia

1. The American Board of Nuclear Medicine.
2. Burns PA. UNSCEAR 54th session and 2006 report. J Radiol Prot 2006; 26(4):442-4.
3. Mettler FA, Guiberteau MJ. Essentials of Nuclear Medicine Imaging. Saunders/Elsevier, Philadelphia: 2006.
4. Kapoor V, McCook BM, Torok FS. An introduction to PET-CT imaging. Radiographics 2004; 24(2):523.
5. Lgs 17 marzo 1995, n. 230. Gazzetta Ufficiale n.136 del 13-6-1995 – Suppl. Ordinario n. 74. 
6. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation UNSCEAR. Sources, effects and risks of ionizing radiation: 2016 Report to the General Assembly. 
7. Lgs 26 maggio 2000, n. 187. Gazzetta Ufficiale n.157 del 7-7-2000 – Suppl. Ordinario n. 105. 
8. Lgs 26 maggio 2000, n. 241. Gazzetta Ufficiale Serie Generale n.203 del 31-08-2000 – Suppl. Ordinario n. 140. 
9. Pilot A. Il rischio da radiazioni ionizzanti neglie esami di cardiologia nucleare. AIMN – Notiziario elettronico di Medicina Nucleare ed Imaging Molecolare 2008; IV(2): 17/69. 
10. European Agency for Safety and Health at Work. Directive 2013/59/Euratom – protection against ionising radiation. 
11. Council Regulation (Euratom) No 2018/1563 of 15 October 2018 on the Research and Training Programme of the European Atomic Energy Community (2019–2020).