ESPOSIZIONI POTENZIALI NEGLI INCIDENTI CONNESSI … · radionuclidi quali Tecnezio 99 metastabile, Fluoro 18 e Iodio 131, a causa di un possibile incendio nel reparto di medicina

UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI CATANIAFACOLTÀ DI SCIENZE MATEMATICHE, FISICHE E NATURALI

DIPARTIMENTO DI FISICA ED ASTRONOMIA

Master Universitario di II livello inMONITORAGGIO DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI E NON IONIZZANTI

E RISCHIO AMBIENTALEPROGETTO CIP n. 2007.IT.051.PO.003/IV/12/F/9.2.14/1368 - CUP n. E65C10000850009

Direttore: Prof. Antonio Triglia

A.A. 2010-2011Catania - luglio 2012

ESPOSIZIONI POTENZIALI NEGLI INCIDENTI CONNESSIALL'ESERCIZIO DI SORGENTI RADIOATTIVE IN

MEDICINA NUCLEARE

ADRIANA DI MAURO

UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DICATANIA

Unione EuropeaFondo Sociale Europeo

"Investiamo per il vostro futuro"

REGIONE SICILIANAAssessorato Regionale dell'Istruzione

e della Formazione ProfessionaleDipartimento Regionale dell'Istruzione

e della Formazione Professionale

Ministero del Lavoroe delle Politiche Sociali

SICILIAFONDO SOCIALE EUROPEOPROGRAMMA OPERATIVO 2007-2013

Dott. G. ManninoA.O.U. Policlinico V. EmanueleCatania

Prof. S. Lo NigroUniversità degli Studi di Catania

Tutor:

INDICE

iii

INDICE

ELENCO DELLE FIGURE v

ELENCO DELLE TABELLE vi

ELENCO DEI GRAFICI vii

SOMMARIO viii

RINGRAZIAMENTI Ix

1. INTRODUZIONE 1

2. GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI

3

2.1. La Radioprotezione .................................................................... 3 2.2. L’equivalente di dose .................................................................. 4

3. RISCHI DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E

L’AMBIENTE 5

3.1. Riferimento Normativo L’art.115-ter Dlgs 17/03/1995 .............. 5 3.2. I gruppi di riferimento della popolazione .................................... 6

3.3. Grandezze protezionistiche relative all’individuo esposto e alla popolazione ............................................................................................... 8 3.4. inquinamento radioattivo dell’ambiente ...................................... 9 4. VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE

DELLE MATERIE RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE ..................... 11

4.1. Simulazione di possibile incendio nel locale che ospita le sorgenti non sigillate ....................................................................... 11

4.2. Il trasporto in atmosfera ............................................................. 12 4.2.1. Diffusione in ambienti aperti .............................................. 12 4.2.2. Il calcolo della concentrazione di attività in aria ................ 13 4.2.3. La deposizione di radioattività al suolo ............................. 15

4.3. Calcoli di dose per il rilascio in atmosfera ................................ 16 4.3.1. l’irradiazione del corpo umano ........................................... 18 4.3.2. Inalazione diretta della nube ............................................... 19

INDICE

iv

4.3.3. Ingestione di alimenti contaminati ...................................... 19 4.4. Calcolo dello screening factor ................................................... 20

5. VALUTAZIONE E CALCOLO DELLA CONCENTRAZIONE DELLE

SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT ............................ 21

5.1. Il modello Hotspot ........................................................... 21 5.2. Il modello di dispersione atmosferica ..................................... 24 5.3. Dati .......................................................................................... 29 5.4. Curve di isodose e grafici ........................................................ 34

5.4.1. Tecnezio 99 metastabile ..................................................... 35 5.4.2. Iodio 131 ............................................................................. 37 5.4.3. Fluoro 18 ............................................................................. 39

6. RISULTATI ....................................................................................... 41

BIBLIOGRAFIA 44

INDICE

v

ELENCO DELLE FIGURE

FIGURA 1. Descrizione dei percorsi seguiti dalla radioattività rilasciata in atmosfera per raggiungere l’uomo .................................... 10

FIGURA 2. Sistema di coordinate HotSpot ............................................. 24

FIGURA 3. Processi che influenzano il trasporto di radionuclidi rilasciati in atmosfera-IAEA ............................................................ 25

FIGURA 4. Tre zone principali di flusso attorno ad un edificio; zona di spostamento, zona di scia e zona di cavità- IAEA ............ 26

FIGURA 5. Relazione tra altezza e distanza di rilascio per determinazione del modello di dispersione ....................... 27

FIGURA 6. Parametri input e output utilizzati dal sistema HotSpot ...... 29

FIGURA 7. Proiezione dose efficace Tc99m dal punto di emissione ..... 36

FIGURA 8. Proiezione dose efficace I131 dal punto di emissione ......... 38

FIGURA 9. Proiezione dose efficace F18 dal punto di emissione .......... 40

INDICE

vi

ELENCO DELLE TABELLE

TABELLA 1. Esempi di identificazione di gruppi di riferimento della popolazione (gruppi critici) .............................................. 7

TABELLA 2. Categorie di stabilità di Pasquill ....................................... 14

TABELLA 3. DEI riferito a radionuclidi ................................................ 17

TABELLA 4. Dati input del modello HotSpot riferito al Tc99m ............ 30

TABELLA 5. Dati input del modello HotSpot riferito al I131 ................ 31

TABELLA 6. Dati input del modello HotSpot riferito al F18 ................. 32

INDICE

vii

ELENCO DEI GRAFICI

GRAFICO 1. Deposizione al suolo di Tc99m ......................................... 34

GRAFICO 2. Dose Efficace di Tc99m .................................................... 35

GRAFICO 3. Proiezione Dose Efficace Tc99m ...................................... 35

GRAFICO 4. Deposizione al suolo di I131 ............................................. 37

GRAFICO 5. Dose Efficace I131 ............................................................ 37

GRAFICO 6. Proiezione Dose Efficace I131 .......................................... 38

GRAFICO 7. Dose Efficace F18 ............................................................. 39

GRAFICO 8. Proiezione Dose Efficace F18 ........................................... 39

SOMMARIO

viii

Sommario

Lo studio si basa sulla simulazione di un potenziale incidente quale l’incendio, che potrebbe realizzarsi nel reparto di Medicina

Nucleare del nascente Ospedale San Marco di Catania.

Per effettuare tale simulazione sono stati presi in considerazione diversi parametri, necessari per determinare gli effetti che i radionuclidi dispersi potrebbero avere sulla popolazione e sull’ambiente.

La dimostrazione finale viene fatta attraverso l’utilizzo di Hot

Spot, un sistema in grado di calcolare e determinare il Plateau di diffusione della sostanza tossica liberata.

Il fine ultimo del presente studio è quello di dimostrare che un potenziale incendio non possa gravare sulla salute della popolazione, ne tantomeno sull’ambiente.

INDICE

ix

Ringraziamenti

Si ringrazia, l’Azienda Ospedaliera Policlinico Vittorio

Emanuele per l’ospitalità nei suoi locali.

Si ringrazia, per l’elaborazione del presente Project work, il Dott.

Mannino, il quale mi ha seguito ed aiutato fornendomi gran parte del materiale necessario allo studio svolto.

Si ringraziano inoltre i tutor e i professori del Master i quali hanno permesso che tale studio potesse essere svolto e tali argomenti potessero essere trattati.

CAPITOLO 1 INTRODUZIONE

1

1. INTRODUZIONE

Lo studio effettuato ha come scopo il calcolo della dose potenziale alla popolazione, correlata a incidenti con rilascio di inquinanti radioattivi; la valutazione della dose potenziale è un parametro fondamentale nella fase di progettazione e di esercizio nei reparti di Medicina Nucleare.

L'area in esame è quella del nascente ospedale San Marco, nel quartiere Librino di Catania, dove nascerà il nuovo reparto di Medicina nucleare.

Partendo dal D. Lgs 230 del 1995 e analizzando IAEA 1162 è stato possibile impostare e analizzare i parametri presi in considerazione. Per effettuare tale valutazione è di particolare interesse l'esame del rilascio accidentale in aria di radionuclidi, poiché si correla a tutti i possibili modi di irraggiamento dell'individuo: irradiazione diretta della nube e del suolo, inalazione, ingestione di alimenti contaminati ecc.

Lo studio dell'evento è stato fatto attraverso modelli di dispersione atmosferica che consentono di valutare l'andamento della concentrazione nel tempo, in funzione della distanza, della modalità di rilascio, dei parametri meteorologici e topografici, attraverso il Sistema HotSpot, che ha permesso inoltre di valutare l'andamento della concentrazione di radionuclidi rilasciati in aria, in relazione ai vari parametri quali altezza, distanza del punto di rilascio e la presenza di edifici, prendendo il considerazione radioisotopi di impiego diffuso nel reparto di medicina nucleare tradizionale quali 18F, 99mTc , 131I.

La tesi si articola in sei capitoli, il secondo dei quali è l’introduzione all’argomento trattato, mettendo in risalto le definizioni appropriate. Nel terzo capitolo, partendo dal riferimento normativo, vengono individuati i gruppi di riferimento della popolazione e le conseguenze determinate da inquinamento radioattivo. Il quarto capitolo, in modo più specifico, si occupa della simulazione del caso studio, analizzando i punti relativi alla diffusione delle sostanze radioattive in ambienti aperti, la deposizione al suolo e nel caso specifico l’irradiazione del corpo umano e l’ingestione di alimenti contaminati. La

CAPITOLO 1 INTRODUZIONE

2

quinta parte rappresenta lo studio vero e proprio, attraverso i calcoli effettuati con il sistema HotSpot, relativi all’immissione in atmosfera di

radionuclidi quali Tecnezio 99 metastabile, Fluoro 18 e Iodio 131, a causa di un possibile incendio nel reparto di medicina Nucleare dell’ospedale San Marco di Catania. Infine, con il capitolo sei, vengono

presi in esame i grafici ricavati con il sistema HotSpot e i dati relativi.

CAPITOLO 2 GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI

3

2. GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA

RADIAZIONI IONIZZANTI

2.1. La radioprotezione

L’impiego di macchine radiogene e di radioisotopi, utilizzati

frequentemente nelle attività umane, porta al rischio di esposizione per i lavoratori addetti e anche per le popolazioni.

L’esposizione alle radiazioni ionizzanti comporta però dei rischi

di effetti sanitari per gli esseri viventi e richiede quindi l’adozione di

adeguate cautele. Gli effetti sanitari indotti sull’uomo vengono distinti in

effetti somatici ed effetti genetici a seconda che si manifestino sull’individuo esposto o sui suoi discendenti. Gran parte degli effetti somatici sono di tipo non stocastico. La loro gravità è in relazione alla dose assorbita nell’organo o tessuto d’interesse e, per ciascun effetto,

esiste un valore di soglia della dose assorbita soltanto superato il quale esso si manifesta.

Tutti gli effetti genetici e i più importanti effetti somatici hanno invece carattere stocastico, sono caratterizzati da una probabilità di accadimento in funzione della dose ricevuta e dall’assenza di un valore

di soglia sotto il quale l’effetto non si manifesti.

La radioprotezione nasce allo scopo di assicurare la protezione degli individui esposti, della loro progenie e del genere umano nel suo insieme, degli eventuali danni che potrebbero derivare dallo svolgimento delle attività con rischio da radiazioni ionizzanti.

Un ruolo fondamentale nella formulazione dei principi generali su ciò si ispira la radioprotezione viene svolto dalla “International

Commission on Radiological Protection”, l’ICRP, un organismo

sovranazionale sorto in occasione del II Congresso Internazionale di Radiologia tenutosi a Stoccolma nel 1928; le Direttive della Comunità Europea e le legislazioni di tutti i Paesi del mondo si adeguano alle sue raccomandazioni.

CAPITOLO 2 GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI

4

2.2. L’equivalente di dose

La dose assorbita non consente di tener conto della diversità

degli effetti biologici indotti da radiazioni di diversa qualità, soprattutto perché non esistono grandezze atte a quantizzare i rischi di esposizione ai diversi tipi di radiazioni ionizzanti, a tal proposito sono state definite una serie di grandezze che fungono da indicatori del rischio da radiazione, e permettono di tenere conto della qualità della radiazione.

L’Equivalente di dose (2.1) è una grandezza per mezzo della quale la dose assorbita viene ponderata con opportuni fattori correttivi per tenere conto della qualità delle radiazioni e delle condizioni irradiate. L’equivalente di dose, H

1, è definito

H= QDN (2.1)

Dove D è la Dose Assorbita, Q il fattore di qualità della radiazione e N il prodotto di tutti gli altri fattori correttivi, a cui l’ICRP

assegna un valore unitario.

La variazione di H nell’unità di tempo da il rateo o intensità

equivalente di dose (H = d H/d t) che si esprime in Sv s-1.

L’Equivalente di dose Efficace, (2.2) introdotta dall’ICRP, è un

indicatore del rischio legato agli effetti, ma non del rischio globale per tutti gli effetti stocastici; indicata con HE, l’equivalente di dose efficace,

viene definita da:

HE= ƩT wT HT (2.2)

Dove HT è l’equivalente di dose ricevuto dal tessuto o organo T e wT il fattore di ponderazione reattivo a tale tessuto o organo. 1 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P. 149

CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L’AMBIENTE

5

3. RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER

LA POPOLAZIONE E L’AMBIENTE

3.1. Riferimento Normativo L’art. 115-Ter Del D.Lgs

Del 17/03/1995

L’articolo 115-ter “Esposizioni Potenziali” 2prevede che “Le

valutazioni preventive della distribuzione spaziale e temporale delle materie radioattive disperse o rilasciate, nonché delle esposizioni potenziali relative ai lavoratori e ai gruppi di riferimento della popolazione nei possibili casi di emergenza radiologica” devono essere

effettuate:

preventivamente per tutte le nuove pratiche che necessitano di nulla osta all’impiego perché esenti

entro il 31/12/2001 per le pratiche in essere già autorizzate all’impiego per le pratiche in essere no

autorizzate all’impiego, perché esenti, ma che necessitano

d’ora in avanti di nullaosta all’impiego

Nel caso in cui individui dei gruppi di riferimento della popolazione possono ricevere, a seguito di esposizioni potenziali, dosi superiori 1 mSv, le amministrazioni competenti al rilascio del nullaosta all’impiego dispongono l’inclusione della pratica nei piani di emergenza

esterna.

Per effettuare la valutazione è necessario:

identificare assieme al datore di lavoro i possibili incidenti che possono coinvolgere la sorgente radioattiva (terremoto, incendio, crollo, ecc)

2 ANPEQ (2001): Notiziario dell’esperto qualificato. Fantuzzi P.39


6

identificare i possibili scenari nei casi di emergenza, con una stima, anche solo qualitativa delle relative probabilità di accreditamento

definire gli individui dei gruppi di riferimento della popolazione (gruppi critici)

valutare la quantità di sostanze radioattive che possono essere emesse nell’ambiente e che diventeranno il valore di input per i calcoli

calcolare la distribuzione spaziale e temporale delle materie radioattive disperse o rilasciate con i modelli di calcolo valutare le esposizioni potenziali ai lavoratori e agli individui dei gruppi di riferimento della popolazione

verificare il superamento o meno delle esposizioni potenziali di riferimento per gli individui dei gruppi di riferimento della popolazione (1 mSv).

È necessario individuare i gruppi di riferimento della popolazione, definiti gruppi critici, che, in caso d’incendio potrebbero subirne le conseguenze; tali gruppi sono generalmente diversi da quelli previsti nei casi di normale utilizzo nella classificazione del personale esposto. Considerato che la valutazione delle dose potenziali è finalizzata alla predisposizione dei piani di emergenza esterna che viene gestita dal prefetto, gli individui dei gruppi di riferimento della popolazione sono la popolazione esterna all'impianto o stabilimento.

3.2. I gruppi di Riferimento della Popolazione

È necessario individuare gli individuare dei gruppi di riferimento della popolazione, detti anche gruppi critici. Considerato che la valutazione delle dosi potenziali è finalizzata alla predisposizione dei piani d’emergenza esterna che viene gestita dal Prefetto, gli individui dei

gruppi di riferimento sono la popolazione esterna all’impianto che si sta

considerando.

Qui di seguito (tab. 1) viene riportata una griglia che considera il gruppo critico della popolazione relativamente ad uno scenario simulato nel reparto di Medicina Nucleare.


7

Situazione Scenario Gruppo Critico

Normale Attività I pazienti, dopo l’esame sono

ricoverati presso altri reparti e immettono urina in scarichi non controllati.

Scarichi liquidi

I lavoratori addetti alle ispezioni e manutenzione dei tratti fognari immediatamente a valle della immissione dei reflui dell’Ospedale nella

rete civica.

I pazienti, dopo l’esame, tornano a

casa utilizzando mezzi pubblici (tram, taxi).

Irradiazione diretta

Eventuale personale di mezzi pubblici. Appare troppo generico e vasto identificare le persone sedute di fianco su un tram. I conviventi sono intesi come accompagnatori (D.Lgs 187)

Emergenza Scarico non controllato delle vasche di raccolta del reparto.

Scarichi liquidi

I lavoratori addetti alle ispezioni e manutenzione dei tratti fognari immediatamente a valle della immissione dei reflui dell’Ospedale nella

rete civica

Caso di incendio nel reparto.

I degenti dell’ospedale.


8

Scarico in atmosfera.

Contaminazione del terreno

Gli abitanti e i lavoratori delle casa e imprese limitrofe (negozi, tassisti, ecc.). le scuole

Allagamento.

Contaminazione del terreno.

Scarichi liquidi

I degenti dell’Ospedale. Gli

abitanti delle case e imprese limitrofe.

Tabella 1: esempi di identificazione di gruppi di riferimento della popolazione

(gruppi critici) - tratto da ANPEQ, Notiziario dell'esperto qualificato P. 46

3.3. Grandezze Protezionistiche relative all’individuo

esposto e alla popolazione

Nel caso di irradiazione esterna, la distribuzione delle dosi negli organi e tessuti, dipende da numerosi parametri legati sia alle caratteristiche fisiche e geometriche del campo di radiazione sia a quelle del corpo umano, nonché ai movimenti stessi compiuti dell’individuo.

L’ICRP per semplificare l’interpretazione dei dati sperimentali, ha suggerito l’uso dei cosiddetti “indici di equivalente di dose” (ICRP

77, ICRP 78).

L’indice di equivalente di dose HI, è definito come il massimo

dell’equivalente di dose entro una sfera di tessuto molle di 30 cm di

diametro, centrata in quel punto.

Nel caso di radiazioni poco penetranti è utile distinguere l’Indice di Equivalente di dose superficiale HI,s che rappresenta il massimo dell’equivalente di dose nella porzione della sfera ICRU compresa tra

0,07 mm e 1cm di profondità: mentre, l’ Indice di Equivalente di Dose


9

Profondo, HI,d coincide con il massimo dell’equivalente di dose a

profondità superiori a 1 cm.

Il problema degli effetti indotti dall’esposizione di gruppi di

individui a basse dosi di radiazioni ionizzanti è uno dei problemi più delicato da affrontare per via delle incertezze tuttora esistenti. A tal proposito, la pubblicazione 26 dell’ICRP ha fornito una guida per

valutare più puntualmente i livelli di rischio cui sono esposti gruppi più o meno numerosi di individui della popolazione.

Per identificare e quantificare l’insieme di tutti gli effetti dannosi

(effetti sanitari stocastici e non stocastici, effetti dannosi di tipo non sanitario), è stato introdotto il concetto di detrimento; definito come l’attesa matematica di ogni danno subito da una certa popolazione a causa dell’esposizione alle radiazioni, tenuto conto di tutti i possibili

effetti dannosi e della gravità di ciascuno di essi.

Nel detrimento possono distinguersi due componenti di natura diversa: una di tipo oggettivo che riguarda le conseguenze sanitarie presumibilmente patite dalle popolazioni esposte; l’altra a carattere più

soggettivo nel quale rientrano gli effetti di natura non sanitaria, ma collegabili ugualmente allo stato di salute e di benessere degli individui; come ad esempio gli stati d’ansietà psicologica indotta nelle popolazioni

dalla vicinanza delle loro abitazioni ad impianti radiogeni.

3.4. Inquinamento radioattivo dell’ambiente

L’inquinamento radioattivo dell’ambiente è uno delle

conseguenze maggiori dello sfruttamento dell’energia nucleare da parte

dell’uomo. Il rilascio di radionuclidi verso l’ambiente esterno,

sottoforma di effluenti liquidi o gassosi può avvenire in varie fasi del processo produttivo.

Parlando di rilasci è utile distinguere i rilasci pianificati che avvengono nel pieno rispetto dei limiti di dose programmati e i rilasci

accidentali, per i quali non vi è nessuna certezza in proposito.

I rilasci cronici sono quelli che avvengono con continuità, pur se con variazioni temporali (su base giornaliera o anche di anni); caratteristici degli scarichi programmati. Sono invece rilasci acuti quelli


10

in cui l’emissione avviene in un singolo evento di breve durata o in una

serie di eventi di tale tipo; tipici delle condizioni di incidente.

Quando a seguito di un rilascio si verifica una contaminazione radioattiva dell’ambiente, obiettivo della radioprotezione è la previsione

delle dosi che le popolazioni interessate riceveranno in tutto l’arco di

tempo, in cui la contaminazione produce i suoi effetti. Le grandezze radio protezionistiche d’interesse sono l’equivalente di dose efficace

impegnato e l’equivalente di dose efficace collettivo impegnato, a

seconda che si riferisca a singoli individui o a gruppi di individui irradiati.

Nel caso di un rilascio sotto forma gassosa le principali vie di esposizione (fig. 1) sono l’irradiazione esterna alla nube radioattiva

3, l’inalazione diretta di radioattività, l’inalazione di materiale risospeso,

l’irradiazione esterna causata dalla radioattività depositata al suolo, l’ingestione di essa attraverso le catene alimentari.

Figura 1: Descrizione dei percorsi seguiti dalla radioattività rilasciata in

atmosfera per raggiungere l'uomo - Pelliccioni

3 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna

CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE

11

4. VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE

SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERIE

RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE

4.1. Simulazione di possibile incendio nel locale che ospita

le sorgenti non sigillate

E' possibile considerare diversi scenari di simulazione che vadano dall’allagamento, al crollo di un edificio dovuto al terremoto e all’incendio nel reparto di medicina nucleare della struttura in

considerazione. Se consideriamo la simulazione d’incendio bisogna

valutare le conseguenze direttamente all’interno e l’immissione di

sostanze radioattive in atmosfera.

Nel caso di incendio in situ, in presenza di sorgenti sigillate, il rischio è il danneggiamento delle schermature di protezione e il rischio di irradiazione esterna (Teleterapia, Brakiterapia); e se la sorgente perde le caratteristiche di “sorgente sigillata” diventa possibile la fuoriuscita

del radionuclide, contaminando anche i locali; non risulta invece possibile che tale sorgente possa evaporare, poiché hanno elevate temperature di fusione e di ebollizione.

Ciò che rende problematico l’ipotesi di incendio è la presenza di sorgenti non sigillate, e per queste bisogna considerare

- la quantità e il tipo di radionuclidi coinvolto

- la frazione di radionuclide rilasciata

- la dose assorbita dai soggetti coinvolti, ovvero il gruppo critico.


12

4.2. il trasporto in atmosfera

Il trasporto di materiale radioattivo rilasciato in atmosfera è regolato dai normali processi di mescolamento. Una prima diluizione si verifica già in prossimità del punto di scarico influenzata da parametri legati alle condizioni locali, quali l’altezza a cui avviene il rilascio, la

spinta cinetica di immissione, gli ostacoli circostanti, etc. La successiva dispersione è determinata nella direzione verticale dalle prevalenti condizioni meteorologiche, limitata a uno strato sulla superficie terrestre dell’ordine delle decine di centinaia di metri nelle ore notturne e delle

centinaia-migliaia di metri nelle ore diurne. Orizzontalmente, i processi di dispersione sono praticamente illimitati, dipendendo dalla diffusione turbolenta su microscala e dalle fluttuazioni della direzione dei venti sul piano orizzontale.

A seconda della granulometria del particolato, i materiale espulso può essere poi subito depositato al suolo per effetto della gravità e percorrere grandi distanze.

Ai fini delle valutazioni di ordine radioprotezionistico è fondamentale determinare per ciascun radionuclide la concentrazione di attività presente nell’aria e il rateo di deposizione di attività al suolo.

4.2.1 Diffusione In Ambienti Aperti

Il calcolo della distribuzione spaziale e temporale della concentrazione di radionuclidi emessi incidentalmente nell'ambiente, sotto forma di fumi caldi si fonda principalmente sulla teoria della diffusione atmosferica, la quale studia il movimento dei fumi ed il loro dissolversi in funzione del gradiente di temperatura, della velocità del vento, del grado di turbolenza , dell'impoverimento della nube per deposizione al suolo nel suo movimento e per ricaduta al suolo dovuto alla pioggia, ed in funzione di molte altre condizioni e parametri meteorologici e orografici che rendono il problema difficile e complicato.

Si pone che la concentrazione nel pennacchio della nube è maggiore sull'asse del pennacchio e che vada diminuendo verso i bordi con andamento gaussiano.


13

Generalmente forniscono un output espresso in Bq/mc per sorgenti di emissione continua; Bq/s, o Bq/s/mc nel caso di emissione istantanea espressa in Bq.

La concentrazione calcolata dipende dal fatto che si è esattamente sull'asse della nube e dalla costanza della direzione della nube. Dipende però anche dalla velocità del vento, infatti un vento forte dà una dispersione maggiore e più rapida e quindi una concentrazione più bassa. Un vento debole da una concentrazione maggiore ma la direzione cambia repentinamente.

Gli effetti di ampi gradienti di temperatura sono ben conosciuti; infatti nelle giornate chiare e calde, l'aria è molto turbolenta fino ad altezze considerevoli e la nuvola di fumo si diffonde rapidamente, sia verticalmente che normalmente alla direzione del vento.

Nelle sere e nelle notti chiare, il fumo si diffonde dalla sorgente come un cono appuntito che non tocca il suolo finché non ha raggiunto una considerevole distanza dalla sorgente.

4.2.2. Il Calcolo della concentrazione di attività in aria

La dispersione del materiale rilasciato nell’atmosfera è

governata dai normali processi di diffusione, che dipendono dallo stato di turbolenza atmosferica e quindi delle condizioni meteorologiche. Per tener conto di tali condizioni, si usa una classificazione sulla base di parametri empirici quali la copertura del cielo, la velocità del vento, l’insolazione. Il sistema più frequentemente usato è quello di Pasquill 4che ha suddiviso le condizioni climatiche nelle 7 categorie indicate in tabella 2

4 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P.265


14

Insolazione diurna Condizioni notturne

Velocità del vento

Forte Media Debole Copertura ≥ 1/2

Copertura ≤ 3/8

< 2 A A - B B - G

2 – 3 A – B B C E F

3 – 5 B B - C C D E

5 – C6 C C - D D D D

>6 C D D D D Tabella 2: Categorie di stabilità di Pasquill

Dette categorie sono ordinate nel senso crescente di stabilità atmosferica. Così A rappresenta condizioni estremamente instabili; B moderatamente instabili; C leggermente instabili; D neutrali; E leggermente stabili; F moderatamente stabili.

La categoria D viene usata per qualsiasi condizione del cielo nelle ore che precedono o seguono la notte o per le condizioni di cielo coperto, di notte o di giorno, indipendentemente dalla velocità del vento.

I calcoli di dispersione condotti con i vari modelli di trasporto vengono effettuati considerando diverse quote dal punto di rilascio in ciascuna delle categorie di stabilità, cui si aggiungono le situazioni C e D accompagnate da pioggia, che possono essere quindi considerate come due ulteriori categorie.

Il modello statistico più comunemente usato, per determinare la concentrazione di attività in aria χa (Bq m-3) in funzione della distanza dal punto di scarico, è quello proposto da Sutton (4.1). Si ottiene così per la concentrazione di attività per unità di volume nel generico punto di coordinate x, y, z:


15

(4.1)

Dove A0 è il rateo di attività scaricata (Bq s -1), x la distanza nella direzione del vento (m), y quella in direzione ortogonale (m), z la quota (m), h l’altezza effettiva a cui avviene il rilascio (m), v la velocità media del vento a uno quota di 10 m sul livello del suolo (m s-1), ϭy e ϭz i coefficienti di dispersione orizzontale e verticale (m) alla distanza x.

Se si considera un intervallo di tempo sufficientemente lungo (dieci minuti) la concentrazione di attività in aria assume un andamento regolare e simmetrico, rispetto a un asse medio, univocamente determinato dal punto in cui avviene il rilascio e dalla direzione del vento. In queste condizioni i valori di attività sono massimi al centro e diminuiscono lentamente verso l’esterno con andamento gaussiano, sia

lungo la direzione verticale, con deviazione standard ϭz, sia lungo la direzione orizzontale, trasversale alla direzione del vento, con deviazione standard ϭy .

4.2.3. La Deposizione di Radioattività al Suolo

Determinata la concentrazione dell’attività in base all’effetto

della diluizione atmosferica, è necessario tener conto della rimozione di attività della nube causata da tre principali processi: il decadimento radioattivo, la deposizione asciutta e la deposizione umida.

La rimozione di attività a secco avviene a seguito di fenomeni quali la gravità, l’attrazione elettrostatica, l’impatto della nube con

superfici, vegetazione, ostacoli.

Quando la nube viene attraversata dalla pioggia proveniente da strati ad essa sovrastanti si verifica la rimozione di attività per via umida. Le categorie meteorologiche da considerare in questo caso sono la C e la D con pioggia. La rimozione di attività dalla nube avviene secondo la legge esponenziale con velocità determinata da un coefficiente Λ (s-1),


16

detto coefficiente di dilavamento. La concentrazione di attività5 (4.2) si riduce dunque come:

χa (t) = χa e – Λt (4.2)

Avendo indicato con χa la concentrazione in assenza di deposizione umida e con t il tempo, funzione della velocità del vento impiegata a raggiungere il punto d’interesse.

Il rapporto tra χa (t) e χa (t) ovvero e – Λt , viene detto frazione di deposizione umida.

4.3 Calcoli di dose per il rilascio in atmosfera

Per calcolare la dose ricevuta dai membri di una popolazione investita dalla propagazione di una nube radioattiva si devono prendere in considerazione tutte le possibili vie d’esposizione. In primo luogo la

popolazione resterà irradiata esternamente per esposizione diretta alla nube stessa e internamente per inalazione dell’aria contaminata. I

materiali radioattivi diversi dai gas, a seguito dei processi di deposizione (asciutta e umida), finiranno poi per contaminare anche il suolo e la vegetazione. In questo modo essi sono fonte nuovamente di irradiazione esterna da parte del suolo e, per ingestione, di contaminazione interna attraverso le catene alimentari. Inoltre, la frazione risospesa di materiale depositato costituirà un’ulteriore causa di irradiazione interna per

inalazione.

Per calcolare la dose e valutarla bisogna tenere conto di tutte le possibilità di esposizione (4.3).

Et = Eext + Einh + Eing (4.3)

5 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P. 268


17

Dove Et indica la dose efficace totale, Eext è la Dose efficace da irradiazione esterna, Einh rappresenta la Dose efficace da inalazione, ed infine Eing è la Dose efficace da ingestione.

I valori di questa formula variano in base alla sostanza radioattiva impiegata, la scala temporale degli eventi, poiché le diverse componendi possono assumere rilevanza relativa anche molto diversa tra loro.

La Dose Efficace Impegnata (DEI) (4.4) cioè la frazione di materiale rilasciato da un edificio che sarà inalata da qualcuno lontano 800 m anche sotto le peggiori ipotesi è data dalla formula:

DEI = Amax x FRF x 10-6 x h(g) (4.4)

Dove Amax indica l’attività del radionuclidi, FRF è il Fire Release Fraction e 10

-6 sono le volte in cui l’attività coinvolta è entrata

nell’individuo (frazione di materiale manipolato che viene inalato da un lavoratore in un incidente), h(g) è il coefficiente di dose efficace impegnata

Radionuclide [Bq]Amax Ainco[Bq] Coefficiente[Sv/Bq] DEI[mS]

I-131 5 x 109 3 x 103 7 x 10-8 2 x 10-1

Mo-99 2 x 1011 2 x 103 7 x 10-9 1 x 10-2

Tc-99m 2 x 1011 2 x 103 1 x 10-10 3 x 10-4

Ir-192 4 x 1010 4 x 101 3 x 10-8 1 x 10-3

Sommatoria < 0,2 mSv

Tabella 3: DEI riferito a radionuclidi


18

4.3.1 L’irradiazione Del Corpo Umano

A seconda che la sorgente sia collocata all’esterno o all’interno

del corpo umano si usa distinguere tra irradiazione esterna e irradiazione interna.

Nel caso di Irradiazione Esterna la dose assorbita varia con la profondità nel mezzo irradiato a causa dei fenomeni di buildup e di attenuazione del fascio primario. A seconda della qualità della radiazione incidente, della sua energia e dello spessore attraversato prevale l’uno o l’altro dei due effetti. Poiché i vari organi o tessuti si

trovano a diverse profondità nel corpo umano diverse saranno le dosi assorbite e quindi anche gli equivalenti di dose ricevuti da ciascuno di essi. Al crescere dell’energia delle particelle incidenti, il massimo della dose si sposta a profondità crescenti. Per le particelle β

- e gli elettroni di energia non superiore a 4 MeV, esso si situa, entro il primo centimetro di acqua o tessuto molle, salvo qualche eccezione. Sopra ai 4 MeV, il massimo si sposta progressivamente verso profondità maggiori.

Nel caso dei raggi γ, la dose massima situa al di sotto dello strato

germinativo della cute fin quando le energie sono inferiori a 1 MeV E 2 MeV, a distanza compresa tra 1 cm e 4 cm tra 2 MeV 4 MeV e 10 MeV. nell’intervallo di energia compreso tra 4 MeV E 10 mev la dose alla

profondità di 1 cm differisce del 20 % da quella massima.

Anche con i neutroni il valore massimo dell’Equivalente di Dose

si riscontra in superficie o nel primo centimetro di tessuto irradiato per energie inferiori ai 20 MeV. Da qualche decina di MeV in su ciò non è più vero e già a 60 MeV l’equivalente di dose cresce per tutto lo

spessore di attraversamento del corpo umano.

Nel caso di Irradiazione Interna, le possibili vie d’introduzione

della radioattività sono: l’inalazione di aria contaminata, l’ingestione di

cibi e bevande contaminate, le ferite cutanee, l’assorbimento

transcutaneo. Il destino della radioattività nel corpo umano dipende, oltre che dalle caratteristiche fisiche di ciascun radionuclide, anche dalla solubilità della sostanza introdotta nei liquidi fisiologici (plasma, succhi gastrici,succhi intestinali), dal metabolismo nel corpo umano, dall’affinità chimica con i vari elementi in esso presenti.


19

Ciascun radionuclide, rivela un tropismo particolare per uno o più organi, ma vi sono anche radionuclidi che si distribuiscono uniformemente in tutto il corpo.

4.3.2. Inalazione Diretta dalla nube

Per il calcolo delle dosi originate dall’inalazione dei radionuclidi presenti nella nube è sufficiente conoscere tre parametri: la concentrazione di attività in aria integrata nell’arco del periodo di

esposizione, la quantità di aria respirata, per la quale si possono assumere i dati propri dell’uomo standard (circa 20 m3 al giorno); l’equivalente di dose impegnata per unità di attività inalata.

4.3.3. Ingestione di Alimenti Contaminati

L’ultima via di esposizione da considerare è l’ingestione di cibi

contaminati6. I radionuclidi depositati al suolo tornano infatti all’uomo

attraverso rapide catene alimentari.

Il livello di contaminazione (4.5) dei prodotti di origine vegetale può essere espresso da:

C= U C1 (4.5)

Dove U è il rateo di attività totale depositata e C1 il livello del radionuclide d’interesse in un dato prodotto vegetale per unità di rateo di

attività depositata (Bq per unità di materiale per Bq m-2 s-1).

Per i prodotti di origine animale (4.6) il livello di contaminazione è espresso dalla formula:

C= χa C2 + UC3 (4.6)

Dove C2 e C3 sono i livelli del radionuclide d’interesse in un dato

prodotto animale rispettivamente per unità di concentrazione di attività

6 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P. 273


20

in aria (Bq per unità di prodotto per Bq m-3) e per unità di rateo di attività depositata (Bq per unità di materiale per Bq m-2 s-1).

I valori dei parametri C1, C2, C3, possono essere determinati usando modelli per il comportamento dei radionuclidi nell’ambiente

terrestre. Una volta noto il livello di contaminazione dei prodotti alimentari, in base alla dieta abituale della popolazione coinvolta, si risale all’attività ingerita e alla valutazione di dose tramite modelli

metabolici.

4.4 Calcolo dello Screening Factor

I modelli di rilasci dei radionuclidi in atmosfera sono riportati nell’ NCRP 123 e dalla IAEA Safety Report Series n. 19, 2001

I documenti usati per il calcolo degli Screening Factors permettono di fare una valutazione grossolana, ma conservativa, per verificare il rispetto di limiti o vincoli di dose fissati, senza l’impiego di

particolari risorse di calcolo. I modelli di Screening Factors tengono conto di tutte le possibili vie critiche di ritorno all’uomo, partono da

ipotesi conservative e impiegano poche informazioni come: quantificazione del termine di sorgente, altezza del rilascio, altezza di eventuali edifici circostanti il punto di rilascio, distanza del recettore.

I modelli ipotizzati sono considerati in condizioni di equilibrio, in caso di rilasci discontinui i fattori di screening non sono sempre attendibili.

L’immissione di sostanze radioattive (4.7) in atmosfera è

descritta dal modello Gaussiano:

C=Q

π uσy σzexp [

−1

2(

H

σz)

2

]

(4.7) Dove con Q viene indicata la Rete di rilascio (Bqs -1), u è la

velocità del vento, σy σz sono i parametri di diffusione atmosferica orizzontali e verticali, funzione della classe di stabilità e della distanza tra termine sorgente e recettore di interesse e infine H è l’altezza del

rilascio.

CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT

21

5. VALUTAZIONE E CALCOLO

CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE

RADIOATTIVE ; IL MODELLO HOTSPOT

5.1. Il modello HotSpot

Il modello Hot Spot, grazie a codici conservativi, accreditati dall’EPA, per la stima degli effetti delle radiazioni con il rilascio in atmosfera di materiale radioattivo, permette di prevedere il rilascio in ambienti urbani e di tenere conto delle varie componenti che contribuiscono alla dose efficace. I valori della dose efficace impegnata sono forniti dall’ICRP 60 e 70 (International Commission on Radiological Protection).

I modelli più utilizzati per il calcolo della quantità di sostanza radioattiva emessa e della Dose Efficace vengono utilizzati il modello Gaussiano e il Modello HotSpot.

Il modello Gaussiano presenta dei limiti e può essere considerato appropriato per descrivere la dispersione entro pochi chilometri dalla sorgente se il punto di rilascio è unico o se la direzione e velocità del vento sono costanti, se non piove, se l'immissione è pressoché continua o se ci si trova in condizioni meteorologiche e di conformazioni semplici del terreno. Bisogna considerare anche che per distanze inferiori da 500 m dal punto del rilascio il fenomeno della diffusione è influenzato dalla presenza o meno di edifici.

Il modello HotSpot fornisce un'approssimazione del primo ordine degli effetti associati al rilascio “short term” in atmosfera di materiale

radioattivo, rilascio di durata inferiore alle 24 ore.

I dati vengono elaborati attraverso un sistema di output e input, e inseriti in 6 moduli (models, source term, metereology, setup output) e ipotizzando uno scenario possibile tra: plume, esplosion, fire, resuspenction che stimano l'impatto radiologico dovuto a rilasci continui o discontinui.


22

Il modello tiene conto: della frazione AF della quantità di sostanze radioattive coinvolto nell'incendio che è rilasciata in atmosfera. Della frazione RF della quantità di sostanze radioattive disperse in atmosfera che è respirabile in quanto caratterizzata da un AMAD inferiore a 10 μm. Della frazione del rilascio respirabile pari al prodotto

AF x RF che presenta una velocità di deposizione di 0,03 cms-1 ed è utilizzata per determinare l'inalazione, l'irradiazione del suolo e la dose da immersione nella nube.

Dalla frazione del rilascio non respirabile in quanto caratterizzata da un AMAD maggiore di 10 μm; tale frazione presenta una velocità di

deposizione di 8 cm/s ed è utilizzata per determinare il contributo all'irradiazione del suolo e alla dose da immersione nella nube dovuto alla componente non respirabile.

Tutte le stime dosimetriche, inoltre, vengono condotte nell'ambito dei modelli dosimetrici e metabolici successivi alle raccomandazioni della ICRP 60 e 70.

il modello gaussiano utilizzato da HotSpot (5.1) è descritto dall'equazione:

(5.1) Dove C è la concentrazione atmosferica in relazione al tempo

(Ci s)/m3); Q è il periodo iniziale (Ci), H è l’altezza effettiva di

rilascio (m), λ è la costante di decadimento radioattivo (s-1), x è la

distanza sottovento (m), y è la distanza dalla direzione del vento (m), z è la distanza dell’asse verticale (m), ϭy è la deviazione standard della distribuzione di concentrazione integrata nella direzione del vento, ϭz è la deviazione standard della distribuzione di concentrazione integrata nella direzione verticale (m), u è la media della velocità del vento all’altezza effettiva di rilascio (m/s), L è


23

l’inversione dell’altezza dello strato (m) e DF(x) è il fattore di esaurimento del pennacchio.

In questo modello vengono introdotti il rateo di emissione del calore e la spinta idrostatica, che intervengono nel calcolo dell'altezza effettiva del rilascio.

All'interno del modello HotSpot vengono inseriti dei dati di input, come il radionuclide, la sua attività, la frazione trasportata, la frazione respirata, l'altezza delle fiamme, la velocità del vento a 10 m, la classe di stabilità atmosferica.

Per la determinazione dei parametri indicati il sistema HotSpot (fig. 2) prevede che l'origine delle coordinate si trova al piano terra, sotto il punto di rilascio dei radionuclidi (x= 0, y=0, z=0 ).

L’asse x è l’asse del sottovento che si estende orizzontalmente al

suolo con la direzione media del vento.

L’asse y è l’asse che incrocia il vento, perpendicolarmente

all’asse x che si estende anche orizzontalmente.

L’asse z si estende verticalmente al di sotto del terreno.

Il pennacchio viaggia attraverso, o parallelamente all’asse x , e si

riflette sulla superficie del terreno quando il pennacchio tocca il terreno.


24

Figura 2: sistema di coordinate HotSpot

5.2. Il modello di dispersione atmosferica

Avvenuto il rilascio in atmosfera, i radionuclidi vengono trasportati e subiscono un processo di mescolamento (fig. 3) attraverso diffusione turbolenta. Il materiale radioattivo potrà essere rimosso dall’atmosfera sia dalla deposizione umida e asciutta sul terreno, sia con

il decadimento radioattivo.


25

Figura 3 : processi che influenzano il trasporto di radionuclidi rilasciati in

atmosfera - IAEA

Un modello che tiene conto di questo processo è necessario per calcolare la concentrazione di radionuclidi sottovento rispetto alla posizione di rilascio. Il modello di dispersione atmosferica tiene conto della presenza di eventuali edifici nelle vicinanze della zona di rilascio.

La tecnica di screening 7applicata suppone che la concentrazione del radionuclide nel punto di interesse è uguale alla concentrazione atmosferica nel punto di rilascio del radionuclide, quindi:

(5.2)

7 IAEA SAFETY SERIES n°19 (2001): Generic models for use in assessing the impact of

discharges of radioactive substances to the environment.P.12


26

Dove CA è il livello di concentrazione alla distanza sottovento x (Bq/m3), Qi è il tasso di portata media per il radionuclide i (Bq/s), V è il volume di aria nel punto di rilascio (m3/s), Pp è la frazione di tempo nel quale il vento soffia verso il recettore d’interesse (adimensionale).

Il modello gaussiano valuta la dispersione a lungo termine delle emissioni atmosferiche. Il modello considera le emissioni a lungo termine continue o intermittenti a una distanza di pochi chilometri dalla sorgente. Il modello gaussiano (fig. 4) considera il rapporto tra l’altezza

a cui viene rilasciato l’affluente H(m) e l’altezza degli edifici ed altre

strutture che perturbano il flusso d’aria.

Figura 4: tre zone principali di flusso attorno ad un edificio; zona di spostamento,

zona di scia e zona di cavità- IAEA


27

Le tre principali zone di flusso intorno agli edifici sono:

a. zona di spostamento sopravento, dove l’aria che si avvicina viene deviata attorno l’edificio

b. zona relativamente isolata, incavo sul lato sottovento dell’edificio

c. zona di scia perturbata, nella zona sottovento rispetto alla costruzione. La zona di scia può estendersi per alcune distanze (la distanza esatta dipende dalla configurazione d’origine e dalle condizioni meteorologiche).

L’edificio da cui si verifica il rilascio è considerato generalmente

uguale a quella che più influenza la dispersione del pennacchio risultante. Se il punto di rilascio (fig. 5) è in un edificio nelle immediate vicinanze di un edificio molto più alto, questo può esercitare una maggiore influenza sulla dispersione del pennacchio di quello più basso; infatti il modello di dispersione dipende sia dall’altezza di rilascio che

dalla posizione del recettore, relative alla geometria dell’edificio.

Figura 5: relazione tra altezza e distanza di rilascio per la determinazione del

modello di dispersione


28

Se l’altezza di rilascio è superiore a 2.5 volte l’altezza dell’edificio HB

H> 2.5 HB

la dispersione potrà essere considerata indisturbata; se tuttavia

H≤ 2.5 HB e x > 2.5 √AB

Dove AB è l’area proiettata in sezione trasversale alla costruzione

maggiormente influenzata dal flusso del pennacchio, in questo caso la dispersione è considerata all’interno della zona di scia.

La dispersione all’interno della zona di cavità è definita da:

0 ≤ H ≤ 2.5 HB e 0 ≤ x ≤ 2.5 √AB

Nella figura le zone sono illustrate schematicamente; le concentrazioni di radionuclidi nell’aria possono essere valutate per le seguenti situazioni di dispersione:

a. dispersione a ridosso di una sorgente, per le emissioni provenienti da altezze elevate (zona di spostamento) – sezione 3.4

b. dispersione a ridosso di un edificio, per le emissioni provenienti da altezze non elevate (zona di scia) – sezione 3.5

c. dispersione in cui la sorgente e il recettore sono sulla superficie dell’edificio (zona di cavità) – sezione 3.6.1

d. dispersione in cui il recettore è molto vicino ad un edificio (zona di cavità) – sezione 3.6.2.


29

5.3 Dati

Attraverso il sistema Hot Spot è possibile inserire dei dati di Output e dati di Input, i quali elaboreranno, per ogni radionuclide un quadro dei parametri richiesti:

Figura 6: parametri input e output utilizzati da HotSpot

La simulazione prevede un incendio che coinvolge:

76 x 10 9 Bq di Tecnezio 99m

70 x 10 6 Bq di Fluoro 18

70 x 10 6 Bq di Iodio 131

si ipotizza: - una durata dell'evento pari a 1 h - una velocità del vento pari a 2 ms-1

- una classe di stabilità atmosferica D

- l'assenza di edifici interferenti


30

- un'altezza di rilascio pari a 0

Tabella 4: dati input del modello HotSpot riferito al Tc99m

Radionuclide: Tc - 99m

Attività (Bq): 3,7 x 10 9 Bq

Frazione rilasciata: 0,5

Frazione respirabile: 1.000

Frazione rilasciata respirata 0,5

Radiazione rilasciata 1 m

Altezza nuvole 0,00 m

Altezza fiamme: 0 m

Altezza effettiva di rilascio: 0,00 m

Velocità del vento: 2 m/s

Classe di stabilità atmosferica: D

Velocità di deposizione respirabile: 0,30 cm/s

Velocità di deposizione non respirabile: 8,00 cm/s

altezza recettori: 1,5 m

Altezza inversione masse: nessuna

Durata rilascio: 60 min

Rateo respirabile: 4,17 E -04 m3 /s


31

Radionuclide: I-131







Altezza fiamme: 0 m









Rateo respirabile: 4,17 E -04 m3 /s Tabella 5: dati input del modello HotSpot riferiti a I131


32

Radionuclide: F-18







Altezza fiamme: 0 m









Rateo respirabile: 4,17 E -04 m3 /s Tabella 6: dati input del modello HotSpot riferiti a F18


33

5.4. Curve di isodose e grafici

Grazie al sistema HotSpot, è possibile generare dei grafici dopo aver inserito i dati di input e output. I grafici che vengono mostrati qui di seguito, generati per ogni singolo radionuclide coinvolto nella simulazione prevista, mettono in relazione la distanza di emissione del plume in relazione alla dose coinvolta. Tali grafici determinano la concentrazione del radionuclide coinvolto e della sua deposizione al suolo (grafico 1, grafico 4).

Nei grafici 3, 6 e 8 viene invece riportata la proiezione della dose efficace del radionuclide in questione dal punto di emissione, generando il plume in relazione alla distanza.

Infine le immagini 7,8 e 9 rappresentano graficamente la proiezione del plume generato dall’emissione dei singoli radionuclidi

nell’area in cui nascerà l’ospedale San Marco di Librino, cioè l’area in

esame.


34

5.4.1. Tecnezio 99 metastabile- Tc99m

Grafico 1: deposizione al suolo di Tc99m


35

Grafico 2: Dose efficace di Tc99m

Grafico 3: Proiezione Dose Efficace Tc99m


36

Figura 7: proiezione dose efficace Tc99m dal punto di emissione


37

5.4.2 Iodio 131- I131

Grafico 4: deposizione al suolo di I131

Grafico 5: Dose efficace di I131


38

Grafico 6: proiezione dose efficace di I131

Figura 8: proiezione dose efficace di I131 dal punto di emissione


39

5.4.3. Fluoro 18- F18

Grafico 7: Dose Efficace di F18

Grafico 8: proiezione dose efficace di F18


40

Figura 9: proiezione dose efficace F18 dal punto di emissione

CAPITOLO 6 RISULTATI

41

6. RISULTATI

Stabilite le quantità di radionuclide che possono fuoriuscire dall'impianto ed essere disperse nell'ambiente si devono effettuare i calcoli di concentrazione in aria in funzione della distanza dal punto di rilascio al fine di valutare la distribuzione spaziale e temporale delle materie radioattive disperse o rilasciate per il calcolo delle esposizioni potenziali relative ai gruppi critici.

Vengono riportati qui di seguito le valutazioni della distribuzione spaziale e temporale delle materie radioattive disperse o rilasciate e delle esposizioni potenziali.

Per le sorgenti prese in considerazioni bisogna indicare i parametri fisici. La valutazione del rischio radiologico rispetto al gruppo di riferimento della popolazione, conseguente al rischio di incendio della camera calda della Medicina Nucleare è legata alla possibilità di contaminazione dell'aria mediante evaporazione in aria delle sorgenti non sigillate. Si considera che le sorgenti sono completamente vaporizzate.

1) sorgente radioattiva non sigillata di Tc-99m

parametri fisici:

tempo di dimezzamento: 6 ore

emissione gamma: energia 1,140 MeV

Attività di sorgente: A0 = 76 x 10 9 Bq

Velocità vento: v = 2 m/s

TECNEZIO Distanza (m) 30 100 300 500 1000 Dose Efficace impegnata (Sv)

4,0 E -08 3,0 E -09 2,6 E -10 8,5 E -11 2,1 E -11


42

2) Sorgente Radioattiva non sigillata di I-131

Parametri fisici:

tempo di dimezzamento: 8 giorni

emissione Beta energia: 0,66 MeV

emissione Gamma energia: 0,364 MeV



IODIO Distanza (m) 30 100 300 500 1000 Dose Efficace impegnata (Sv)

3,3 E - 06 4,9 E -07 6,7 E -08 2,7 E -08 8,1 E -09

3) Sorgente Radioattiva non sigillata di F-18

parametri fisici:

tempo di dimezzamento: 110 minuti

Emissione positroni energia: 0,633 MeV

Emissione Gamma energia: 0,511 MeV



FLUORO Distanza (m) 30 100 300 500 1000 Dose Efficace impegnata (Sv)

2,2 E - 07 3,3 E -08 4,7 E -09 1,9 E -09 5,6 E -10


43

Si può dedurre che il modello HotSpot è il più conforme alle prescrizioni di legge, in riferimento alla distribuzione spaziale e temporale delle materie radioattive disperse o rilasciate, rispetto ad altri modelli che presentano livelli di accuratezza più bassi.

Dai risultati ottenuti è possibile dedurre che se si verificasse un incendio nel reparto di medicina nucleare del nascente ospedale San Marco di Catania, l’emissione dei radionuclidi in considerazione non

risulterebbe pericolosa per i gruppi di riferimento della popolazione, né tantomeno per l’ambiente, in quanto la Dose Efficace non supera i limiti previsti.

Bisogna tener presente comunque che i valori calcolati, prossimi a 1 mSv potrebbero comportare nella realtà dosi ben superiori; per questo motivo sarebbe ragionevole fissare un livello di riferimento il cui superamento implica la necessità di approfondimento della valutazione effettuata, attraverso l’impiego di modelli più accurati e una

caratterizzazione più specifica delle condizioni al contorno.

Sarebbe ragionevole fissare, pertanto, come livello di riferimento, il valore di 100 μSv.

BIBILIOGRAFIA

45

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Documents

ESPOSIZIONI POTENZIALI NEGLI INCIDENTI CONNESSI … · radionuclidi quali Tecnezio 99 metastabile, Fluoro 18 e Iodio 131, a causa di un possibile incendio nel reparto di medicina