CENTRO REGIONALE PER LE RADIAZIONI IONIZZANTI E NON IONIZZANTI Struttura Semplice Monitoraggio e controllo dei siti nucleari

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1 CENTRO REGIONALE PER LE RADIAZIONI IONIZZANTI E NON IONIZZANTI Struttura Semplice Monitoraggio e controllo dei siti nucleari STRATEGIE DI MONITORAGGIO E CONTROLLO DEI SITI NUCLEARI Redazione Verifica Approvazione Funzione: Componente SS21.02 Nome: Luca Albertone Funzione: Responsabile SS21.02 Nome: Laura Porzio Funzione: Responsabile SS21.02 Nome: Laura Porzio Funzione: Responsabile SC21 Nome: Giovanni d Amore Data: Data: Data: Data: Firma: Firma: Firma: Firma: Pagina 1 di 48

2 INDICE 1. PREMESSA 3 2. INQUADRAMENTO NORMATIVO 3 3. LE RETI DI MONITORAGGIO 4 4. I VALORI SOGLIA 5 Dose da esposizione esterna 9 Dose da ingestione 11 Dose da inalazione 21 Tossicità chimica dell uranio TECNICHE ANALITICHE 28 Prodotti di fissione ed attivazione 29 Uranio 29 Elementi transuranici 29 Tritio 30 Attività alfa totale e beta totale IL PIANO DI EMERGENZA ESTERNA I LIVELLI DI INTERVENTO IN CASO DI EMERGENZA NUCLEARE 30 Livelli di riferimento di emergenza derivati: Prima fase dell emergenza nucleare 35 Livelli di riferimento di emergenza derivati: Fase intermedia dell emergenza nucleare 40 Pagina 2 di 48

3 1. PREMESSA Il presente documento è stato redatto allo scopo di fornire una descrizione di sintesi delle strategie adottate a partire dall anno 2003 da Arpa Piemonte nelle attività di monitoraggio e controllo radiologico dei siti nucleari Piemontesi di Trino (VC), Saluggia (VC) e Bosco Marengo (AL), con particolare riferimento agli obiettivi di: - verificare costantemente i livelli di contaminazione ambientale; - dare tempestiva informazione sul verificarsi di eventi anomali o di fenomeni di accumulo della radioattività nell ambiente; - verificare il rispetto dei limiti di dose fissati per la popolazione dalla normativa vigente. Gli ultimi due paragrafi sono dedicati alla pianificazione e gestione dell emergenza nucleare. 2. INQUADRAMENTO NORMATIVO Il quadro normativo di riferimento è costituito dal D. Lgs. 17 marzo 1995 n. 230 modificato dal D. Lgs. 26 maggio 2000 n. 187, dal D. Lgs. 26 maggio 2000 n. 241 e dal D. Lgs. 9 maggio 2001 n. 257 Attuazione delle direttive 89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 92/3/Euratom e 96/29/Euratom in materia di radiazioni ionizzanti nel seguito D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. e dalla Legge n del 31 dicembre 1962 e ss.mm.ii. Impiego pacifico dell energia nucleare. In particolare, il Capo IX Protezione sanitaria della popolazione del D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. disciplina i criteri base della radioprotezione ambientale e della protezione sanitaria degli individui della popolazione. Per quanto riguarda le situazioni incidentali il capo X Interventi del D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. pone i presupposti per la predisposizione del piano di emergenza esterna mentre nell allegato XII del D. Lgs. 241/2000 sono fissati i livelli di intervento in caso di emergenze radiologiche e nucleari in attesa dell emanazione del DPCM di cui all art. 115 del D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. Pagina 3 di 48

4 Inoltre il D. Lgs. 2 febbraio 2001 n. 31 Attuazione della direttiva 98/83/CE relativa alla qualità delle acque destinate al consumo umano fissa in particolare le caratteristiche radiometriche delle acque potabili. 3. LE RETI DI MONITORAGGIO Le reti di monitoraggio della radioattività ambientale costituiscono lo strumento operativo attraverso il quale è possibile valutare l impatto radiologico dei rilasci in normale esercizio degli impianti, segnalare eventuali anomalie legate a modificazioni dell assetto del territorio, o ad un diverso sfruttamento dello stesso, o ad eventi, non configurabili come situazioni incidentali, che comportino comunque un alterazione dello stato radioecologico di una componente ambientale nonché effettuare una stima della dose per gli individui del gruppo critico. Una rete di monitoraggio è costituita essenzialmente da un insieme di punti di prelievo correlati a specifiche matrici ambientali e alimentari a cui vengono associate frequenze minime di campionamento. Affinché una rete di monitoraggio possa dimostrarsi uno strumento deve possedere alcune caratteristiche fondamentali: - la significatività dei punti di prelievo rispetto alle modalità di diffusione dei contaminati; - la rappresentatività delle matrici prelevate; - la capacità di segnalare tempestivamente qualsiasi anomalia; - l adeguatezza delle tecniche analitiche. E possibile formulare le seguenti considerazioni generali: l acqua degli acquedotti, oltre ad essere distribuita ad un utenza molto vasta, consente di controllare l eventuale contaminazione della falda profonda; l acqua dei pozzi e dei piezometri consente di controllare la contaminazione della falda superficiale; Pagina 4 di 48

5 le matrici alimentari di produzione locale, oltre a fornire un indice del grado di diffusione della contaminazione nell ambiente, consentono di calcolare il contributo alla dose per gli individui della popolazione in seguito all ingestione di cibi eventualmente contaminati; i suoli consentono di controllare la contaminazione conseguente il rilascio sia degli effluenti liquidi che aeriformi; l acqua superficiale e il limo fluviale consentono di controllare la contaminazione conseguente il rilascio degli effluenti liquidi e di segnalare eventuali fenomeni di accumulo; il fall out (deposizione al suolo) consente di controllare la contaminazione conseguente il rilascio degli effluenti aeriformi e di effettuare una stima della quantità di radioattività che, presente nell'aria a causa di eventi incidentali, ricade al suolo sia per deposizione secca che umida (precipitazioni); il particolato atmosferico consente di controllare la contaminazione conseguente il rilascio degli effluenti aeriformi, fornisce indicazioni sul grado di contaminazione dell'aria e consente di dare tempestivamente l'allarme in merito a rilasci in atmosfera conseguenti ad incidenti radiologici in corso. 4. I VALORI SOGLIA La grandezza fisica su cui la legislazione vigente pone dei valori limite è la dose E, data dalla somma delle dosi efficaci ricevute per esposizione esterna e impegnate per inalazione o per ingestione a seguito dell introduzione di radionuclidi verificatesi nel periodo di riferimento 1 : = + + dove E est è la dose derivante da esposizione esterna [Sv]; 1 Il periodo di riferimento è generalmente l anno solare. Pagina 5 di 48

6 h(g) j,ing e h(g) j,ina rappresentano la dose impegnata per unità di introduzione del radionuclide j [Sv/Bq] rispettivamente ingerito o inalato da un individuo appartenente al gruppo di età g pertinente (1 anno, 1-2 anni, 2-7 anni, 7-12 anni, anni, >17 anni) tabelle IV-4 e IV-3 all. IV D. Lgs. 241/2000; J j,ing e J j,ina rappresentano rispettivamente l introduzione tramite ingestione o tramite inalazione del radionuclide j [Bq]; la somma è estesa a tutti i radionuclidi con esclusione di quelli naturalmente presenti nel corpo umano e nella crosta terrestre non perturbata; è altresì escluso il contributo della radiazione cosmica, così come l esposizione per scopi medici (diagnostici o terapeutici). Il limite di dose E per gli individui della popolazione è stabilito in 1 msv per anno solare 2. Il contributo dovuto al fondo naturale di radiazioni è pari in media a 2,4 msv/anno 3, con la distribuzione di seguito riportata. Raggi cosmici 16,1% Radionuclidi cosmogenici 0,4% Radionuclidi crosta terrestre - esposizione esterna 19,2% Radionuclidi crosta terrestre - esposizione interna 9,8% Radon e discendenti 54,1% Inoltre è fissato in 10 Sv per anno solare il limite per la non rilevanza radiologica 4 : al di sotto di tale soglia si può ritenere del tutto trascurabile l impatto radiologico. I limiti fissati dalla normativa non sono direttamente confrontabili con i risultati analitici, che forniscono dei valori di contaminazione, dal momento che si tratta di grandezze fisiche di natura diversa: - la dose E [Sv] è la quantificazione del rischio dovuto all esposizione a radiazioni ionizzanti; 2 All. IV D. Lgs. 241/ UNSCEAR Report 2000 vol. I. 4 All. I D. Lgs. 241/2000. Pagina 6 di 48

7 - la concentrazione di un radionuclide in una matrice [Bq/kg] è un dato grezzo, che può essere considerato soltanto come un punto di partenza per la valutazione della dose, e quindi del rischio. La stima della dose deve necessariamente tenere conto di tutte le possibili vie di esposizione vie critiche per tutti gli individui della popolazione potenzialmente coinvolti gruppo critico. Soltanto uno studio radioecologico dedicato alla pratica in esame e all ambiente, umano e naturale, nel quale tale pratica viene svolta può permettere di valutare correttamente la dose, cioè il rischio, attraverso la conoscenza dei dati di contaminazione di matrici ambientali e alimentari che rappresentano la caratterizzazione dello stato radiologico del sito oggetto d indagine. A tal fine, conoscendo le specifiche degli impianti da monitorare, è possibile formulare le seguenti ipotesi: - gli effluenti liquidi e gassosi, immessi nell ambiente secondo le rispettive formule di scarico, sono responsabili della eventuale contaminazione delle matrici ambientali: acqua superficiale, sedimenti fluviali, suolo, acqua di falda, particolato atmosferico; possono inoltre essere responsabili in maniera diretta della contaminazione delle matrici alimentari (ad esempio attraverso la deposizione al suolo della contaminazione presente in aria); - la contaminazione delle matrici ambientali può trasferirsi alle matrici alimentari di produzione locale: pesce, latte, riso, ortaggi; può trasferirsi inoltre all acqua potabile distribuita dagli acquedotti. Le matrici ambientali contaminate sono responsabili della dose da esposizione esterna e da inalazione, mentre le matrici alimentari contaminate sono responsabili della dose da ingestione, secondo lo schema seguente 5. 5 UNSCEAR Report 2000 vol. I. Pagina 7 di 48

8 Nella tabella seguente sono riportati, a titolo esemplificativo, i valori del fattore di trasferimento P 2345 dalla deposizione al suolo alla dose proiettata 6 per alcuni radionuclidi per la classe di età g >17 anni. Fattori di trasferimento P 2345 in Sv per Bq/m 2 g >17 anni Cs-134 3,8E-08 Cs-137 5,5E-08 Co-60 9,9E-09 Fe-55 2,0E-09 Sr-90 5,3E-08 I-131 4,3E-09 Am-241 4,0E-08 Pu-239/240 1,8E-07 Pu-238 1,2E-08 Utilizzando opportune ipotesi è possibile determinare dei valori soglia di concentrazione, da confrontare con i dati misurati, in modo da disporre di un strumento di valutazione: tali valori soglia non costituiscono dei limiti di legge ma dei livelli operativi di confronto, validi esclusivamente nell ambito delle assunzioni fatte. E inoltre necessario puntualizzare che queste considerazioni non si applicano alle situazioni di emergenza, per le quali valgono i livelli di riferimento di base e derivati riportati nei paragrafi successivi, ma dal momento che riguardano il normale esercizio degli impianti si applicano a 6 Valutata sull intera vita dell individuo. Pagina 8 di 48

9 condizioni stazionarie di contaminazione delle matrici ambientali ed alimentari: i valori soglia sono confrontabili con le concentrazioni medie osservate intese sia come medie spaziali che come medie temporali e l occasionale superamento degli stessi non comporta necessariamente il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno. Ciò nonostante, il superamento dei valori soglia per la non rilevanza radiologica costituisce una condizione sufficiente, ma non necessaria, ad indagini più approfondite per individuarne le cause e proporre, eventualmente, azioni volte alla minimizzazione del rischio. I radionuclidi riportati sono stati scelti, a titolo esemplificativo, in funzione della radiotossicità, della via critica di esposizione e dell inventario di radioattività degli impianti. Dose da esposizione esterna Per la valutazione della dose da esposizione esterna il rateo di dose H*(10) che comporta il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno è pari a 1,1E-01µSv/h. Se si considera la contaminazione uniforme del suolo da parte del radionuclide j, utilizzando i coefficienti di dose adeguati 7, è possibile ricavare dei valori soglia di concentrazione per la contaminazione del suolo 8 [Bq/kg] che comportano il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno. Valori soglia R j, in Bq/kg E limite = 1mSv/anno Suolo g tutte Cs-134 3,9E+05 Cs-137 1,0E+06 Co-60 2,3E+05 I-131 1,7E+06 Am-241 8,5E+07 7 EPA-402-R Si assume che la contaminazione in profondità del suolo sia uniforme ipotesi cautelativa e che la densità media sia pari a 1,6 g/cm3. Pagina 9 di 48

10 Nel caso in cui si dovesse riscontrare la contaminazione del suolo da parte del solo radionuclide j dovrà essere rispettata la condizione: < dove C j è la concentrazione misurata e R j è il valore soglia. Se si dovesse riscontrare la contaminazione da parte di radionuclidi diversi dovrà essere verificata la condizione: < la sommatoria è estesa a tutti i radionuclidi contaminanti j. In questo modo per una miscela di contaminanti le concentrazioni che soddisfano la relazione precedente saranno sempre sistematicamente inferiori ai valori soglia R j. Inoltre, per il criterio di non rilevanza radiologica E non rilevanza = 10 Sv/anno i valori soglia corrispondono ai precedenti divisi per un fattore 100: = La sensibilità analitica delle misure effettuate è tale da garantire delle MAR Minime Attività Rivelabili sempre inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Di conseguenza se la contaminazione del suolo da parte di un radionuclide risulta inferiore alla MAR è automaticamente garantita la non rilevanza radiologica. In realtà, dal momento che la contaminazione del suolo può trasferirsi ad altre matrici ambientali ad esempio all aria attraverso il meccanismo della risospensione e sopratutto alle matrici alimentari la sensibilità analitica è tale da garantire delle MAR decisamente inferiori ai valori proposti sopra con lo scopo di evidenziare tempestivamente eventuali contaminazioni della catena alimentare, come sarà meglio descritto al punto successivo. Il rateo di dose H*(10) corrispondente alla non rilevanza radiologica è pari a 1,1E-03 µsv/h: bisogna però tenere presente che ad una misura diretta del rateo di dose contribuisce in misura non trascurabile il fondo gamma ambientale 9, per cui variazioni di 9 I valori generalmente osservati sono dell ordine di 1,0E-01 µsv/h. Pagina 10 di 48

11 questo ordine di grandezza sono facilmente mascherate da fluttuazioni statistiche della grandezza in esame. Dose da ingestione Per la valutazione della dose da ingestione è necessario formulare ulteriori ipotesi: - gli individui della popolazione residente nei pressi degli impianti 10 consumano alimenti esclusivamente di produzione locale; - la dieta media di un individuo tipo è ben rappresentata dalla tabella seguente 11 : Consumi medi annuali kg/anno g 1 anno7-12 anni>17 anni latte e derivati carne cereali vegetali freschi frutta pesce acqua e bevande Se si considera la contaminazione di una sola matrice alimentare m da parte di un solo radionuclide j si possono ricavare dei valori soglia di concentrazione [Bq/kg] che comportano il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno per gli individui del gruppo critico. Il caso dell acqua potabile verrà trattato separatamente. Alimenti Di seguito sono riportati i valori soglia per tutte le classi di alimenti che compongono la dieta tipo. 10 Tipicamente si considerano distanze dell ordine di 5-10 km. 11 UNSCEAR Report 2000 vol. I. Pagina 11 di 48

12 Valori soglia R(g) j,m in Bq/kg E limite = 1mSv/anno Latte e derivati Carne Cereali g 1 anno 7-12 anni>17 anni 1 anno 7-12 anni>17 anni 1 anno 7-12 anni>17 anni Cs-134 3,2E+02 6,5E+02 5,0E+022,6E+03 2,0E+03 1,1E+038,5E+02 7,9E+02 3,8E+02 Cs-137 4,0E+02 9,1E+02 7,3E+023,2E+03 2,9E+03 1,5E+031,1E+03 1,1E+03 5,5E+02 Co-60 1,5E+02 8,3E+02 2,8E+031,2E+03 2,6E+03 5,9E+034,1E+02 1,0E+03 2,1E+03 Fe-55 1,1E+03 8,3E+03 2,9E+048,8E+03 2,6E+04 6,1E+042,9E+03 1,0E+04 2,2E+04 Ni-59 1,3E+04 8,3E+04 1,5E+051,0E+05 2,6E+05 3,2E+053,5E+04 1,0E+05 1,1E+05 Ni-63 5,2E+03 3,2E+04 6,3E+044,2E+04 1,0E+05 1,3E+051,4E+04 4,0E+04 4,8E+04 Sr-90 3,6E+01 1,5E+02 3,4E+022,9E+02 4,8E+02 7,1E+029,7E+01 1,9E+02 2,6E+02 H-3 1,3E+05 4,0E+05 5,3E+051,0E+06 1,2E+06 1,1E+063,5E+05 4,8E+05 4,0E+05 I-131 4,6E+01 1,7E+02 4,3E+023,7E+02 5,5E+02 9,1E+021,2E+02 2,1E+02 3,2E+02 Am-241 2,3E+00 4,1E+01 4,8E+011,8E+01 1,3E+02 1,0E+026,0E+00 5,1E+01 3,6E+01 Pu-239/2402,0E+00 3,4E+01 3,8E+011,6E+01 1,1E+02 8,0E+015,3E+00 4,1E+01 2,9E+01 Pu-238 2,1E+00 3,8E+01 4,1E+011,7E+01 1,2E+02 8,7E+015,6E+00 4,6E+01 3,1E+01 U-234 2,3E+01 1,2E+02 1,9E+021,8E+02 3,9E+02 4,1E+026,0E+01 1,5E+02 1,5E+02 U-235 2,4E+01 1,3E+02 2,0E+021,9E+02 4,0E+02 4,3E+026,3E+01 1,6E+02 1,5E+02 U-238 2,5E+01 1,3E+02 2,1E+022,0E+02 4,2E+02 4,4E+026,5E+01 1,6E+02 1,6E+02 Valori soglia R(g) j,m in Bq/kg E limite = 1mSv/anno Vegetali freschi Frutta Pesce g 1 anno 7-12 anni>17 anni 1 anno 7-12 anni>17 anni 1 anno 7-12 anni>17 anni Cs-134 1,9E+03 1,8E+03 8,8E+026,4E+02 6,5E+02 3,1E+027,7E+03 7,1E+03 3,5E+03 Cs-137 2,4E+03 2,5E+03 1,3E+037,9E+02 9,1E+02 4,5E+029,5E+03 1,0E+04 5,1E+03 Co-60 9,3E+02 2,3E+03 4,9E+033,1E+02 8,3E+02 1,7E+033,7E+03 9,1E+03 2,0E+04 Fe-55 6,6E+03 2,3E+04 5,1E+042,2E+03 8,3E+03 1,8E+042,6E+04 9,1E+04 2,0E+05 Ni-59 7,8E+04 2,3E+05 2,6E+052,6E+04 8,3E+04 9,3E+043,1E+05 9,1E+05 1,1E+06 Ni-63 3,1E+04 8,9E+04 1,1E+051,0E+04 3,2E+04 3,9E+041,3E+05 3,6E+05 4,4E+05 Sr-90 2,2E+02 4,2E+02 6,0E+027,2E+01 1,5E+02 2,1E+028,7E+02 1,7E+03 2,4E+03 H-3 7,8E+05 1,1E+06 9,3E+052,6E+05 4,0E+05 3,3E+053,1E+06 4,3E+06 3,7E+06 I-131 2,8E+02 4,8E+02 7,6E+029,3E+01 1,7E+02 2,7E+021,1E+03 1,9E+03 3,0E+03 Am-241 1,4E+01 1,1E+02 8,3E+014,5E+00 4,1E+01 2,9E+015,4E+01 4,5E+02 3,3E+02 Pu-239/2401,2E+01 9,3E+01 6,7E+014,0E+00 3,4E+01 2,4E+014,8E+01 3,7E+02 2,7E+02 Pu-238 1,3E+01 1,0E+02 7,2E+014,2E+00 3,8E+01 2,6E+015,0E+01 4,2E+02 2,9E+02 U-234 1,4E+02 3,4E+02 3,4E+024,5E+01 1,2E+02 1,2E+025,4E+02 1,4E+03 1,4E+03 U-235 1,4E+02 3,5E+02 3,5E+024,8E+01 1,3E+02 1,3E+025,7E+02 1,4E+03 1,4E+03 U-238 1,5E+02 3,7E+02 3,7E+024,9E+01 1,3E+02 1,3E+025,9E+02 1,5E+03 1,5E+03 Pagina 12 di 48

13 Nel caso in cui si dovesse riscontrare la contaminazione della sola matrice alimentare m da parte del solo radionuclide j dovrà essere rispettata, per ogni classe di età g, la condizione: < dove C j,m è la concentrazione misurata e R(g) j,m è il valore soglia per la classe di età pertinente. Se si dovesse riscontrare la contaminazione di diverse matrici alimentari da parte di radionuclidi diversi dovrà essere verificata la condizione, sempre per ogni classe di età: < la sommatoria è estesa a tutte le matrici contaminate m e a tutti i radionuclidi contaminanti j. In questo modo per una miscela di contaminanti le concentrazioni che soddisfano la relazione precedente saranno sempre sistematicamente inferiori ai valori soglia R(g) j,m. Ad esempio, se consideriamo la contaminazione del latte per la classe di età g1 anno da parte di Cs-134, Cs-137 e Sr-90 mentre per tutti gli altri radionuclidi le concentrazioni risultano inferiori alle rispettive MAR la relazione da rispettare diventa: + + In particolare, note le concentrazioni di Cs-134 e Cs-137 è possibile ricavare la concentrazione massima per Sr-90; ad esempio: < = Bq/kg = Bq/kg < Bq/kg Inoltre, per il criterio di non rilevanza radiologica E non rilevanza = 10 Sv/anno i valori soglia corrispondono ai precedenti divisi per un fattore 100: = La sensibilità analitica delle misure effettuate è tale da garantire delle MAR Minime Attività Rivelabili sempre inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Di Pagina 13 di 48

14 conseguenza se la contaminazione di una matrice alimentare da parte di un radionuclide risulta inferiore alla MAR è automaticamente garantita la non rilevanza radiologica. E inoltre necessario ricordare che in seguito all incidente alla centrale nucleare di Chernobyl del 1986 il Consiglio delle Comunità Europee ha intrapreso delle misure di cautela al fine di prevenire eventuali conseguenze sulla salute umana a causa di tale incidente. In particolare, il Regolamento CEE n. 737/1990, tuttora in vigore, fissa il valore limite di concentrazione per la somma delle attività di Cs-134 e Cs-137 in: - 3,7E+02 Bq/kg per i prodotti lattiero-caseari e i prodotti destinati all alimentazione dei lattanti nei primi quattro-sei mesi di vita; - 6,0E+02 Bq/kg per tutti gli altri prodotti destinati all alimentazione umana. Acqua Potabile Per quanto riguarda l acqua potabile il D. Lgs. 2 febbraio 2001 n. 31 Attuazione della direttiva 98/83/CE relativa alla qualità delle acque destinate al consumo umano fissa in 100 Bq/kg il valore limite per H-3 e in 0,1 msv/anno la dose totale indicativa ad eccezione di H-3, K-40, radon e prodotti di decadimento del radon 12 a cui corrispondono, secondo le indicazioni dell Organizzazione Mondiale della Sanità 13, i valori di screening di seguito riportati. Valori di screening S in Bq/kg Acqua potabile α totale β totale 5,0E-01 1,0E Per il radon nelle acque potabili la cui trattazione esula dagli scopi di questo documento il riferimento normativo è dato dalla Raccomandazione 2001/928/Euratom. 13 World Health Organization, Guidelines for Drinking-water Quality. Third Edition, Pagina 14 di 48

15 Solo nel caso in cui si abbia il superamento di almeno uno dei due valori risulta giustificata, dal punto di vista radioprotezionistico, un analisi approfondita del contenuto di radionuclidi dell acqua presa in esame che consenta un accurata valutazione della dose da ingestione, secondo lo schema seguente. E necessario notare che alle attività α totale e β totale contribuiscono tutti i radionuclidi naturalmente presenti 14 nell acqua, in particolare le famiglie dell U-238, del Th-232 e dell U-235 nonché il K-40, per cui la valutazione della dose non deve limitarsi ai soli radionuclidi di origine artificiale. Inoltre è altrettanto necessario notare che il limite di 1 msv/anno ai sensi del D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. e il limite di 0,1 msv/anno ai sensi del D. Lgs. 31/2001 devono essere contemporaneamente rispettati. Se si considera la contaminazione dell acqua potabile da parte di un solo radionuclide j si possono ricavare dei valori soglia di concentrazione [Bq/kg] che comportano il 14 In Italia, ad esempio, la concentrazione di U-238 nell acqua potabile è tipicamente compresa nell intervallo 5,0E-04-1,3E-01 Bq/kg (UNSCEAR Report 2000 vol. I). Pagina 15 di 48

16 raggiungimento del limite di dose di 0,1 msv/anno per gli individui del gruppo critico. Valori soglia R(g) j,acqua in Bq/kg E limite = 0,1mSv/anno Acqua potabile g 1 anno 7-12 anni>17 anni Cs-134 2,6E+01 2,0E+01 1,1E+01 Cs-137 3,2E+01 2,9E+01 1,5E+01 Co-60 1,2E+01 2,6E+01 5,9E+01 Fe-55 8,8E+01 2,6E+02 6,1E+02 Ni-59 1,0E+03 2,6E+03 3,2E+03 Ni-63 4,2E+02 1,0E+03 1,3E+03 Sr-90 2,9E+00 4,8E+00 7,1E+00 I-131 3,7E+00 5,5E+00 9,1E+00 Am-241 1,8E-01 1,3E+00 1,0E+00 Pu-239/240 1,6E-01 1,1E+00 8,0E-01 Pu-238 1,7E-01 1,2E+00 8,7E-01 U-234 1,8E+00 3,9E+00 4,1E+00 U-235 1,9E+00 4,0E+00 4,3E+00 U-238 2,0E+00 4,2E+00 4,4E+00 Nel caso in cui si dovesse riscontrare la contaminazione dell acqua da parte del solo radionuclide j dovrà essere rispettata, per ogni classe di età g, la condizione: < dove C j,acqua è la concentrazione misurata e R(g) j, acqua è il valore soglia per la classe di età pertinente. Se si dovesse riscontrare la contaminazione dell acqua da parte di radionuclidi diversi dovrà essere verificata la condizione, sempre per ogni classe di età: < la sommatoria è estesa a tutti i radionuclidi contaminanti j. In questo modo per una miscela di contaminanti le concentrazioni che soddisfano la relazione precedente saranno sempre sistematicamente inferiori ai valori soglia R(g) j, acqua. Pagina 16 di 48

17 Inoltre, per il criterio di non rilevanza radiologica E non rilevanza = 10 Sv/anno i valori soglia corrispondono ai precedenti divisi per un fattore 10: = La sensibilità analitica delle misure effettuate è tale da garantire delle MAR Minime Attività Rivelabili sempre inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Di conseguenza se la contaminazione dell acqua da parte di un radionuclide risulta inferiore alla MAR è automaticamente garantita la non rilevanza radiologica. Suoli coltivati Dal momento che la contaminazione della catena alimentare può essere determinata dalla contaminazione del suolo è possibile ricavare dei valori soglia di concentrazione per la contaminazione del suolo 15 [Bq/kg] che comportano il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno attraverso l ingestione di cereali o vegetali contaminati utilizzando opportuni fattori di trasferimento 16. Fattori di concentrazione in Bq/kg vegetali per Bq/Kg suolo Cs-134 1,0E-02 Cs-137 1,0E-02 Co-60 9,4E-03 Fe-55 6,6E-04 Sr-90 1,7E-02 I-131 2,0E-02 Am-241 2,5E-04 Pu-239/240 2,5E-04 Pu-238 2,5E-04 U-234 2,5E-03 U-235 2,5E-03 U-238 2,5E Si assume che la contaminazione del suolo rimanga confinata nei primi 5 cm di profondità ipotesi cautelativa e che la densità media sia pari a 1,6 g/cm3. 16 NCRP Regular Guide n Pagina 17 di 48

18 Valori soglia R j, in Bq/kg E limite = 1mSv/anno Suolo coltivato g tutte Cs-134 3,8E+04 Cs-137 5,5E+04 Co-60 4,4E+04 Fe-55 4,4E+06 Sr-90 5,7E+03 I-131 6,2E+03 Am-241 2,4E+04 Pu-239/240 2,1E+04 Pu-238 2,2E+04 U-234 2,4E+04 U-235 2,5E+04 U-238 2,6E+04 Si può facilmente osservare che i valori soglia per i suoli coltivati sono inferiori ai valori soglia per irraggiamento diretto del suolo. Nel caso in cui si dovesse riscontrare la contaminazione del suolo coltivato da parte del solo radionuclide j dovrà essere rispettata la condizione: < dove C j è la concentrazione misurata e R j è il valore soglia. Se si dovesse riscontrare la contaminazione da parte di radionuclidi diversi dovrà essere verificata la condizione: < la sommatoria è estesa a tutti i radionuclidi contaminanti j. In questo modo per una miscela di contaminanti le concentrazioni che soddisfano la relazione precedente saranno sempre sistematicamente inferiori ai valori soglia R j. Inoltre, per il criterio di non rilevanza radiologica E non rilevanza = 10 Sv/anno i valori soglia corrispondono ai precedenti divisi per un fattore 100: = Pagina 18 di 48

19 La sensibilità analitica delle misure effettuate è tale da garantire delle MAR Minime Attività Rivelabili sempre inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Di conseguenza se la contaminazione del suolo da parte di un radionuclide risulta inferiore alla MAR è automaticamente garantita la non rilevanza radiologica. In seguito all incidente di Chernobyl del 1986, nel territorio della Regione il Cs-137 risulta ormai ubiquitario nei suoli sia coltivati che imperturbati, con una distribuzione alquanto disomogenea. Le concentrazioni misurate nei suoli coltivati delle aree di interesse sono generalmente inferiori al corrispondente valore soglia per la non rilevanza radiologica. In merito agli effetti sanitari sulla popolazione italiana del citato incidente si rimanda alle numerose pubblicazioni ad essi dedicate. Acque superficiali Dal momento che la contaminazione della catena alimentare può essere determinata dalla contaminazione delle acque superficiali è possibile ricavare dei valori soglia di concentrazione per la contaminazione delle acque superficiali [Bq/kg] che comportano il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno; le vie critiche prese in considerazione sono l ingestione di pesce contaminato, utilizzando opportuni fattori di concentrazione 17, e l utilizzo a scopo irriguo delle acque superficiali 18. Fattori di concentrazione in Bq/kg pesce per Bq/Kg acqua Cs-134 2,0E+03 Cs-137 2,0E+03 Co-60 3,0E+02 Fe-55 2,0E+02 Sr-90 6,0E+01 I-131 4,0E+01 Am-241 2,5E+01 Pu-239/240 3,0E IAEA Technical Report Series No. 364, 1994; ad eccezione di Am e U: NCRP Regular Guide n Si ipotizza che il fabbisogno d acqua di un suolo da coltura coltivazione di cereali sia di 3,0E+03 l/m2 per l intero periodo irriguo (180 giorni/anno) e che la contaminazione del suolo rimanga confinata nei primi 5 cm di profondità; il periodo di integrazione è stato assunto pari a 100 anni. Pagina 19 di 48

20 Fattori di concentrazione in Bq/kg pesce per Bq/Kg acqua Pu-238 3,0E+01 U-234 2,0E+00 U-235 2,0E+00 U-238 2,0E+00 Valori soglia R j, in Bq/kg E limite = 1mSv/anno Acqua superficiale Acqua superficiale ingestione pesce irrigazione g tutte tutte Cs-134 1,8E+00 9,2E+02 Cs-137 2,6E+00 9,2E+01 Co-60 1,2E+01 4,2E+02 Fe-55 1,3E+02 8,2E+04 Sr-90 1,4E+01 1,0E+01 I-131 2,8E+01 1,4E+04 Am-241 2,2E+00 7,5E+00 Pu-239/240 1,6E+00 5,7E+00 Pu-238 1,7E+00 1,3E+01 U-234 2,7E+02 6,4E+00 U-235 2,9E+02 6,8E+00 U-238 2,9E+02 7,0E+00 Come si può facilmente osservare i valori soglia per l acqua superficiale differiscono anche notevolmente in funzione della via critica di esposizione: il valore soglia da utilizzare per ogni radionuclide è ovviamente il minore fra i due. Nel caso in cui si dovesse riscontrare la contaminazione dell acqua superficiale da parte del solo radionuclide j dovrà essere rispettata la condizione: < dove C j è la concentrazione misurata e R j è il valore soglia. Se si dovesse riscontrare la contaminazione da parte di radionuclidi diversi dovrà essere verificata la condizione: < Pagina 20 di 48

21 la sommatoria è estesa a tutti i radionuclidi contaminanti j. In questo modo per una miscela di contaminanti le concentrazioni che soddisfano la relazione precedente saranno sempre sistematicamente inferiori ai valori soglia R j. Inoltre, per il criterio di non rilevanza radiologica E non rilevanza = 10 Sv/anno i valori soglia corrispondono ai precedenti divisi per un fattore 100: = La sensibilità analitica delle misure effettuate è tale da garantire delle MAR Minime Attività Rivelabili sempre inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Di conseguenza se la contaminazione dell acqua superficiale da parte di un radionuclide risulta inferiore alla MAR è automaticamente garantita la non rilevanza radiologica. Dose da inalazione Assumendo le seguenti ipotesi per quanto riguarda il volume d aria inalato in un anno 19 : Volumi medi inalati m 3 /anno g 1 anno7-12 anni>17 anni Volume ed utilizzando i coefficienti h(g) j,ina appropriati (modalità di assorbimento polmonare raccomandata) è possibile determinare dei valori soglia di concentrazione [Bq/m 3 ] per la contaminazione del particolato atmosferico che comportano il raggiungimento del limite di dose di 1 msv/anno, da confrontare con i valori misurati. 19 UNSCEAR Report 2000 vol. I. Pagina 21 di 48

22 Valori soglia R(g) j in Bq/m 3 E limite = 1mSv/anno Particolato atmosferico g 1 anno 7-12 anni>17 anni Cs-134 4,8E+01 3,4E+01 2,1E+01 Cs-137 6,0E+01 4,8E+01 3,0E+01 Co-60 1,3E+01 1,2E+01 1,4E+01 Sr-90 3,5E+00 3,5E+00 3,8E+00 H-3 1,5E+03 2,2E+03 3,0E+03 I-131 7,3E+00 9,4E+00 1,9E+01 Am-241 7,2E-03 4,5E-03 3,3E-03 Pu-239/240 6,6E-03 3,7E-03 2,7E-03 Pu-238 6,7E-03 4,1E-03 3,0E-03 U-234 3,5E-02 3,7E-02 3,9E-02 U-235 4,0E-02 4,2E-02 4,4E-02 U-238 4,4E-02 4,5E-02 4,7E-02 Nel caso in cui si dovesse riscontrare la contaminazione del particolato atmosferico da parte del solo radionuclide j dovrà essere rispettata, per ogni classe di età g, la condizione: < dove C j è la concentrazione misurata e R(g) j è il valore soglia per la classe di età pertinente. Se si dovesse riscontrare la contaminazione da parte di radionuclidi diversi dovrà essere verificata la condizione, sempre per ogni classe di età: < la sommatoria è estesa a tutti i radionuclidi contaminanti j. In questo modo per una miscela di contaminanti le concentrazioni che soddisfano la relazione precedente saranno sempre sistematicamente inferiori ai valori soglia R(g) j. Inoltre, per il criterio di non rilevanza radiologica E non rilevanza = 10 Sv/anno i valori soglia corrispondono ai precedenti divisi per un fattore 100: = Pagina 22 di 48

23 La sensibilità analitica delle misure effettuate è tale da garantire delle MAR Minime Attività Rivelabili sempre inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Di conseguenza se la contaminazione del particolato atmosferico da parte di un radionuclide risulta inferiore alla MAR è automaticamente garantita la non rilevanza radiologica. In realtà, la sensibilità analitica per le misure di particolato atmosferico è tale da garantire delle MAR decisamente inferiori ai valori proposti sopra allo scopo di evidenziare tempestivamente qualsiasi evento anomalo: la contaminazione dell aria è il primo campanello di allarme di un emergenza radiologica. E inoltre possibile fissare dei valori di screening 20 per le attività α totale e β totale ritardate per permettere il decadimento dei radionuclidi naturali a vita breve al superamento dei quali risulta giustificata, dal punto di vista radioprotezionistico, un analisi approfondita del contenuto di radionuclidi e quindi un accurata valutazione della dose da inalazione. Valori di screening S in Bq/m3 Particolato atmosferico α totale ritardata β totale ritardata 5,0E-04 5,0E-03 Considerando i contributi alla dose da esposizione esterna, da ingestione e da inalazione da parte di diversi contaminanti e in diverse matrici alimentari la relazione che garantisce il non raggiungimento del valore limite di 1 msv/anno ai sensi del D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. e contemporaneamente del valore limite di 0,1 msv/anno per l acqua potabile 21 ai sensi del D. Lgs. 31/2001 è: + + < 20 I valori di screening sono stati fissati sulla base del livello di contaminazione per l attività β totale ritardata in aria notificabile ai sensi della Raccomandazione 2000/473/Euratom. 21 Per la cui valutazione è necessario considerare anche i radionuclidi naturali, ad eccezione di H-3, K-40 radon e prodotti di decadimento del radon.. Pagina 23 di 48

24 dove il significato dei simboli è lo stesso riportato precedentemente. L utilizzo dei valori di screening S, dei valori soglia per la non rilevanza radiologica R non rilevanza e dei valori soglia R è descritto nello schema seguente, dove C è la concentrazione misurata. C R non rilevanza, S per ogni radionuclide Azioni necessarie: 1. nessuna R non rilevanza, S < C R per almeno un radionuclide Azioni necessarie: 1. intensificazione del monitoraggio 2. determinazione di tutti i contaminanti 3. valutazione della dose C > R per almeno un radionuclide Azioni necessarie: 1. necessità di interventi volti alla tutela della popolazione 2. intensificazione del monitoraggio 3. determinazione di tutti i contaminanti 4. valutazione della dose Tossicità chimica dell uranio Tutte le considerazioni precedenti fanno riferimento agli aspetti radioprotezionistici legati all esposizione a radiazioni ionizzanti anche se, per quanto riguarda l uranio, i rischi connessi alla tossicità chimica risultano preponderanti. L uranio naturale è costituito da una miscela dei tre isotopi U-234, U-235 e U-238 che contribuiscono, rispettivamente, allo 0,0053%, 0,711% e 99,284% della massa di U totale; in particolare, per l uranio naturale presente in matrici ambientali il rapporto isotopico tra U- 235 e U-238 è fisso mentre l abbondanza isotopica di U-234 appartenente alla serie di Pagina 24 di 48

25 U-238, che in condizioni di equilibrio radioattivo ha attività coincidente con quella del capostipite può facilmente essere alterata da processi chimici 22. Nel corso dei processi che portano alla fabbricazione del combustibile nucleare l uranio subisce un processo chimico fisico, detto di arricchimento 23, che porta ad avere un rapporto isotopico diverso da quello naturale, come riportato nella tabella seguente; per usi civili l arricchimento massimo consentito è pari al 5%; l uranio con percentuale in massa di U-235 inferiore a 0,71% prende il nome di uranio impoverito. m U-235 /m U totale A U-235 /A U totale A U-238 /A U totale A U-234 /A U totale U impoverito 0,22% 1,0% 69,3% 29,7% U naturale 0,71% 2,3% 48,9% 48,9% 1,00% 2,8% 42,5% 54,8% 2,00% 3,7% 28,1% 68,2% U arricchito 3,00% 4,1% 20,8% 75,1% 4,00% 4,4% 16,3% 79,3% 5,00% 4,5% 13,4% 82,1% In particolare per quanto riguarda la tossicità chimica dell uranio l Organizzazione Mondiale per la Sanità 24 fissa in 15 µg/l il valore guida per l uranio totale nell acqua potabile. Le concentrazioni in attività corrispondenti a tale valore guida variano in funzione dell arricchimento, secondo la tabella seguente. Dal punto di vista della tossicità chimica l U-234 può essere sempre trascurato; per il calcolo delle concentrazioni in attività dell uranio totale si è ipotizzata l assenza di fenomeni di concentrazione o diluizione per U-234. La determinazione dell arricchimento può avvenire soltanto attraverso la misura del rapporto tra la massa di U-235 e quella di U-238 (o indirettamente attraverso la misura del rapporto tra le rispettive attività). 22 Il tempo necessario affinché si stabilisca l equilibrio radioattivo tra U-234 e U-238 è dell ordine di 1E+06 anni ed in ambiente spesso si incontrano situazioni di forte disequilibrio: si veda ad esempio AA. VV. Riscontro di disequilibrio radioattivo di isotopi naturali in alghe rosse marine nelle acque della Sardegna, Atti del convegno AIRP Convegno nazionale di radioprotezione: Sanità e ambiente: ricerca e radioprotezione operativa, L arricchimento è definito come il rapporto tra la massa di U-235 e la massa di U totale. 24 World Health Organization, Guidelines for Drinking-water Quality. Third Edition, Pagina 25 di 48

26 Valore guida G per l acqua potabile m limite = 15 µg/l di U totale Bq/l m U-235 /m U totale A U-235 /A U-238 U totale U impoverito 0,22% 1% 2,7E-01 U naturale 0,71% 5% 3,7E-01 1,00% 6% 4,3E-01 2,00% 13% 6,5E-01 U arricchito 3,00% 20% 8,7E-01 4,00% 27% 1,1E+00 5,00% 34% 1,3E+00 Come si può facilmente osservare tali valori sono inferiori ai valori soglia corrispondenti al limite di 0,1 msv/anno ai sensi del D. Lgs. 31/2001, ma comunque compatibili con i valori di screening riportati precedentemente. I valori soglia per ingestione di alimenti contaminati e per inalazione devono quindi essere ricalcolati in funzione delle considerazioni sopra riportate riferendoli alle concentrazioni di U totale gli assegneremo in questo caso il nome di valori guida per la tossicità chimica. In questo caso il valore di riferimento è costituito dal TDI (Tolerable Daily Intake) fissato dall Organizzazione Mondiale per la Sanità 25 in 0,6 µg/(kg massa corporea giorno), a cui corrispondono, in funzione dell arricchimento, le concentrazioni in attività riportate nella tabella seguente. TDI = 0,6 µg/(kg massa corporea giorno) di U totale Bq/(kg m U-235 /m U totale A U-235 /A massa corporea giorno) U-238 U totale U impoverito 0,22% 1% 1,1E-02 U naturale 0,71% 5% 1,5E-02 1,00% 6% 1,7E-02 2,00% 13% 2,6E-02 U arricchito 3,00% 20% 3,5E-02 4,00% 27% 4,4E-02 5,00% 34% 5,3E World Health Organization, Guidelines for Drinking-water Quality. Third Edition, Pagina 26 di 48

27 Valori guida G per U totale in Bq/kg m U-235 /m U totale Latte e derivati Carne Cereali 1 anno 7-12 anni >17 anni1 anno 7-12 anni >17 anni1 anno 7-12 anni >17 anni U impoverito 0,22% 2,6E-01 1,1E+00 2,2E+002,1E+00 3,4E+00 4,7E+00 7,0E-01 1,3E+00 1,7E+00 U naturale 0,71% 3,6E-01 1,5E+00 3,1E+002,9E+00 4,7E+00 6,6E+00 9,7E-01 1,8E+00 2,3E+00 1,00% 4,2E-01 1,7E+00 3,6E+003,4E+00 5,4E+00 7,6E+001,1E+00 2,1E+00 2,7E+00 2,00% 6,3E-01 2,6E+00 5,4E+005,1E+00 8,2E+00 1,1E+011,7E+00 3,2E+00 4,1E+00 U arricchito 3,00% 8,5E-01 3,5E+00 7,3E+006,8E+00 1,1E+01 1,5E+012,3E+00 4,2E+00 5,5E+00 4,00% 1,1E+00 4,4E+00 9,1E+008,5E+00 1,4E+01 1,9E+012,8E+00 5,3E+00 6,9E+00 5,00% 1,3E+00 5,3E+00 1,1E+011,0E+01 1,7E+01 2,3E+013,4E+00 6,4E+00 8,3E+00 g 26 Valori guida G per U totale in Bq/kg m U-235 /m U totale Vegetali freschi Frutta Pesce g 1 anno 7-12 anni >17 anni1 anno 7-12 anni >17 anni1 anno 7-12 anni >17 anni U impoverito 0,22% 1,6E+00 2,9E+00 3,9E+00 5,2E-01 1,1E+00 1,4E+006,3E+00 1,2E+01 1,6E+01 U naturale 0,71% 2,2E+00 4,1E+00 5,5E+00 7,3E-01 1,5E+00 1,9E+008,8E+00 1,6E+01 2,2E+01 1,00% 2,5E+00 4,8E+00 6,3E+00 8,5E-01 1,7E+00 2,2E+001,0E+01 1,9E+01 2,5E+01 2,00% 3,8E+00 7,1E+00 9,5E+001,3E+00 2,6E+00 3,4E+001,5E+01 2,9E+01 3,8E+01 U arricchito 3,00% 5,1E+00 9,5E+00 1,3E+011,7E+00 3,5E+00 4,5E+002,0E+01 3,8E+01 5,1E+01 4,00% 6,4E+00 1,2E+01 1,6E+012,1E+00 4,4E+00 5,6E+002,6E+01 4,8E+01 6,4E+01 5,00% 7,7E+00 1,4E+01 1,9E+012,6E+00 5,3E+00 6,8E+003,1E+01 5,8E+01 7,7E+01 Valori guida G per U totale in Bq/kg m U-235 /m U totale Suolo coltivato Acqua superficiale Inalazione g tutte tutte 1 anno7-12 anni >17 anni U impoverito 0,22% 2,8E+02 7,5E-02 1,7E-02 2,1E-02 3,2E-02 U naturale 0,71% 3,9E+02 1,1E-01 2,3E-02 2,9E-02 4,5E-02 1,00% 4,5E+02 1,2E-01 2,7E-02 3,4E-02 5,2E-02 2,00% 6,8E+02 1,8E-01 4,0E-02 5,1E-02 7,8E-02 U arricchito 3,00% 9,1E+02 2,4E-01 5,4E-02 6,8E-02 1,0E-01 4,00% 1,1E+03 3,1E-01 6,7E-02 8,6E-02 1,3E-01 5,00% 1,4E+03 3,7E-01 8,1E-02 1,0E-01 1,6E Per le classi di età 1 anno, 7-12 anni e >17 anni si sono assunte in via cautelativa, rispettivamente, le seguenti masse corporee: 8 kg, 30 kg e 60 kg. Pagina 27 di 48

28 Come si può facilmente osservare i valori guida sono confrontabili con i valori soglia per la non rilevanza radiologica. 5. TECNICHE ANALITICHE Le metodologie di analisi devono permettere la determinazione quantitativa dei radionuclidi maggiormente rilevanti dal punto di vista radioprotezionistico rispetto alla natura dell impianto oggetto del monitoraggio. I risultati delle analisi sono espressi come concentrazioni di attività per il singolo radionuclide riferite alla massa, al volume o alla superficie della matrice considerata (Bq/kg, Bq/l, Bq/m 3 e Bq/m 2 rispettivamente). La sensibilità della misura viene indicata dalla MAR Minima Attività Rivelabile: tale grandezza rappresenta la minima quantità di radioattività che l apparato analitico è in grado di rivelare. Nel caso in cui non si riveli contaminazione da parte di un certo radionuclide verrà comunque considerata la MAR come limite superiore per la concentrazione del radionuclide stesso (nelle tabelle dei risultati si vedrà il simbolo <). La sensibilità delle misure deve essere tale da garantire delle MAR inferiori ai valori soglia per la non rilevanza radiologica. Particolare attenzione viene posta, attraverso adeguate procedure di campionamento e trattamento, alla riferibilità e ripetibilità del dato: ad esempio le concentrazioni di contaminanti dei suoli sono sempre riferite al peso secco, in modo da risultare indipendenti dalla quantità di acqua presente al momento del prelievo. Gli alimenti vengono trattati come per il consumo, privandoli delle parti non eduli, e le concentrazioni sono riferite al peso fresco. Il dettaglio dei metodi di prova utilizzati nell ambito delle attività di monitoraggio e controllo dei siti nucleari è contenuto nel Catalogo prove di Arpa Piemonte. Nel seguito sono sommariamente descritti i metodi di prova per la determinazione dei radionuclidi di interesse raggruppati per classi omogenee. Pagina 28 di 48

29 Prodotti di fissione ed attivazione La spettrometria gamma permette la determinazione qualitativa e quantitativa di tutti i radionuclidi gamma emittenti presenti nella matrice considerata: tale analisi permette la determinazione simultanea di un gran numero di radionuclidi, sia artificiali che naturali, ed in particolare permette di individuare con elevatissima sensibilità la presenza dei radioisotopi Cs-134, Cs-137, I-131 che sono i principali prodotti di fissione e Co-60 che è il principale prodotto di attivazione, con utilizzi anche in campo medico (cobaltoterapia). La determinazione di altri prodotti di fissione ed attivazione, quali Sr-90, Fe-55, Ni-63, può essere effettuata solo attraverso metodi radiochimici. La determinazione di Sr-90 viene effettuata tramite separazione radiochimica seguita da conteggi beta (con contatori proporzionali o in scintillazione liquida). Uranio La determinazione quantitativa dell uranio totale viene effettuata tramite separazione radiochimica seguita da conteggi alfa totali (ad esempio scintillazione liquida). La determinazione qualitativa e quantitativa degli isotopi dell uranio viene effettuata tramite separazione radiochimica seguita da spettrometria alfa, che è l unica tecnica, insieme alla spettrometria di massa ad alta risoluzione, che permetta la determinazione dei rapporti isotopici (e quindi dell arricchimento). Elementi transuranici La determinazione qualitativa e quantitativa di elementi transuranici quali Pu-238, Pu- 239/240 viene effettuata tramite separazione radiochimica seguita da spettrometria alfa. Pagina 29 di 48

30 Tritio La determinazione quantitativa del H-3 viene effettuata tramite distillazione seguita da conteggi in scintillazione liquida. Attività alfa totale e beta totale Tale tecnica permette la determinazione quantitativa di tutti gli emettitori alfa e beta, rispettivamente (con contatori proporzionali o in scintillazione liquida); viene applicata come tecnica di screening. 6. IL PIANO DI EMERGENZA ESTERNA L art. 116 del D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii. prevede che per ogni impianto nucleare sia predisposto un piano di emergenza esterna, nel quale siano dettagliati: gli incidenti ragionevolmente ipotizzabili in relazione alle caratteristiche strutturali e di esercizio dell impianto e le conseguenze che essi possono produrre sull ambiente e sulla popolazione; l ambito territoriale nel quale sono attese le conseguenze radiologiche (provinciale o più ampio), i mezzi predisposti per il rilevamento della radioattività ambientale. La attuazione del piano di emergenza esterna in caso di incidente è in capo al Prefetto della Provincia territorialmente competente. 7. I LIVELLI DI INTERVENTO IN CASO DI EMERGENZA NUCLEARE I criteri radiologici, usati nella pianificazione delle misure protettive per le popolazioni in caso di incidente presso un impianto nucleare, vengono espressi sotto forma di livelli di riferimento di base rappresentati dai limiti di dose individuale impegnata e livelli di Pagina 30 di 48

31 riferimento derivati stabiliti per grandezze direttamente misurabili dopo l incidente e corrispondenti ai limiti di dose (concentrazioni in aria, contaminazioni del suolo, concentrazioni negli alimenti). Questi livelli, utilizzati per la pianificazione degli interventi di emergenza, non hanno un valore unico, ma si presentano sotto forma di intervalli di valori. In particolare, per ciascuna misura protettiva, vengono stabiliti: un livello inferiore di dose, al di sotto del quale l attuazione della misura protettiva non è ritenuta necessaria, in quanto non giustificabile su basi radioprotezionistiche; un livello superiore di dose, al di sopra del quale l attuazione della misura protettiva appare necessaria su basi radioprotezionistiche. L intervallo di dose compreso tra detti due livelli, inferiore e superiore, è quello in cui le misure protettive possono essere applicate con riferimento alle caratteristiche del sito e della popolazione (viabilità, demografia, condizioni sociali, condizioni meteorologiche durante l emergenza) ed alle caratteristiche dell incidente in atto (entità del rilascio e sua evoluzione temporale). Le misure protettive che si possono adottare si differenziano in funzione della fase dell emergenza: Prima fase dell emergenza nucleare (qualche ora dall inizio del rilascio) Vie di esposizione Inalazione da nube Irradiazione diretta da nube Irradiazione diretta dal suolo Irradiazione da risospensione di attività depositata al suolo Riparo al chiuso Iodioprofilassi Evacuazione Evacuazione Evacuazione Misure protettive Pagina 31 di 48

32 Fase intermedia dell emergenza nucleare (periodo di tempo variabile da poche ore a parecchi giorni dall inizio del rilascio) Vie di esposizione Ingestione cibi contaminati Irradiazione diretta dal suolo contaminato Irradiazione da risospensione di attività depositata al suolo Misure protettive Blocco consumo alimenti Allontanamento gruppi popolazione Allontanamento gruppi popolazione In attesa dell emanazione del DPCM di cui all art. 115 del D. Lgs. 230/1995 nell allegato XII del D. Lgs. 241/2000 sono fissati i livelli di intervento in caso di emergenze radiologiche e nucleari. Tipo di intervento Livelli di intervento di emergenza Riparo al chiuso Da alcune unità ad alcune decine di msv di dose Somministrazione di iodio stabile - Da alcune decine ad alcune centinaia di msv di dose equivalente Evacuazione Da alcune decine ad alcune centinaia di msv di dose Non essendo dettagliati i valori dei livelli di intervento il Piano di emergenza esterna del Comprensorio nucleare di Saluggia fa riferimento alla Circolare n. 70 dell 8 agosto 1973 del Ministero dell Interno, mentre il Piano di emergenza esterna della Centrale nucleare di Trino fa riferimento a: per i livelli di riferimento di base (livelli di dose), quelli raccomandati dalla C.C.E. per la prima fase dell emergenza e quelli raccomandati dalla I.C.R.P. e dalla I.A.E.A. per la fase intermedia; per i livelli di riferimento derivati (livelli operativi), quelli valutati dal CEVaD (Centro Elaborazione e Valutazione Dati ex art. 123 D. Lgs. 230/1995 e ss.mm.ii.) e dall Apat. Bisogna tener presente che, in caso di emergenza nucleare, dovranno anche essere rispettati i limiti di radioattività ammessa nei prodotti alimentari secondo i Regolamenti EURATOM in vigore, i quali sono più restrittivi dei livelli di riferimento derivati calcolati in corrispondenza dei livelli di base. Pagina 32 di 48

33 Nuclidi Fase intermedia dell emergenza nucleare Livelli massimi ammissibili di radioattività per i prodotti alimentari (Regolamento EURATOM n. 3954/87, modificato dal Regolamento EURATOM n. 2218/89), Isotopi dello stronzio, in particolare Sr-90 Isotopi dello iodio, in particolare I-131 Isotopi del plutonio e di elementi transuranici che emettono radiazioni alfa, in particolare Pu-239 e Am-241 Tutti gli altri nuclidi 28 il cui tempo di dimezzamento supera i 10 giorni, in particolare Cs-134 e Cs-137 Alimenti per lattanti Prodotti lattiero-caseari Altri prodotti 27 Alimenti liquidi 75 Bq/kg 125 Bq/kg 750 Bq/kg 125 Bq/kg 150 Bq/kg 500 Bq/kg 2000 Bq/kg 500 Bq/kg 1 Bq/kg 20 Bq/kg 80 Bq/kg 20 Bq/kg 400 Bq/kg 1000 Bq/kg 1250 Bq/kg 1000 Bq/kg Fase intermedia dell emergenza nucleare Livelli massimi di radioattività (Cs-134 e Cs-137) negli alimenti per animali Animali Maiali Pollame, agnelli, vitelli Altri (Regolamento EURATOM n. 770/90) 2930(a) (b) Cs Cs Bq/kg Bq/kg Bq/kg Per completezza si osserva che tutti i valori di riferimento riportati per le emergenze nucleari sono nettamente superiori ai valori soglia di cui al paragrafo Sono esclusi i prodotti alimentari secondari, per i quali i livelli massimi ammissibili da applicare sono 10 volte superiori a quelli riportati in Tabella (Regolamento EURATOM n. 944/89). 28 Ad esclusione di H-3, C-14 e K I presenti livelli costituiscono uno strumento per contribuire all osservanza dei massimi livelli consentiti per gli alimenti: essi non garantiscono di per se stessi tale osservanza in ogni circostanza e lasciano impregiudicata la necessità di controllare i livelli di contaminazione nei prodotti animali destinati al consumo umano. 30 Tali livelli si riferiscono agli alimenti per animali pronti per il consumo. Pagina 33 di 48