Dr Mario Marengo. Azienda Ospedaliero Universitaria di Bologna Policlinico S. Orsola - Malpighi

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1 Dr Mario Marengo

2 M. Marengo, G. Cicoria, P. Berardi MISURAZIONI DEI LIVELLI DI CONTAMINAZIONE NELL UOMO A SEGUITO DI FALLOUT RADIOATTIVO Medical Physics Department University Hospital S.Orsola Malpighi, Bologna mario.marengo@aosp.bo.it

3 Outline quadro normativo sulla gestione delle emergenze nucleari la scala INES i prodotti di fissione ed i principali radionuclidi di interesse il rilascio radioattivo dalla centrale di Fukushima allestimento del programma di misure al Policlinico S.Orsola Malpighi esempi delle rilevazioni eseguite punti su cui riflettere

4 Decreto Legislativo del Governo 17 marzo 1995 n 230 Art Piano nazionale di emergenza. 1. La Presidenza del Consiglio dei Ministri - Dipartimento per il coordinamento della protezione civile, d'intesa con il Ministero dell'interno, avvalendosi degli organi della protezione civile secondo le disposizioni della legge 24 febbraio 1992, n. 225, e dell'anpa, predispone un piano nazionale delle misure protettive contro le emergenze radiologiche su tutto il territorio. 2. La Presidenza del Consiglio dei Ministri - Dipartimento per il coordinamento della protezione civile, d'intesa con il Ministero dell'interno, include nel piano di cui al comma 1, con le modalità di cui allo stesso comma, ed entro sei mesi dalla data di ricezione del rapporto di cui al comma 4 dell'articolo 117, le misure necessarie per fronteggiare le eventuali conseguenze degli incidenti non circoscrivibili nell'ambito provinciale o interprovinciale. I pareri dell'anpa sono espressi sentita la Commissione tecnica di cui all'articolo 9. Il piano è trasmesso ai prefetti interessati affinché sviluppino la pianificazione operativa e predispongano i relativi strumenti di attuazione, per quanto di loro competenza. Il piano è trasmesso altresì a tutte le amministrazioni interessate all'intervento di emergenza. 3. Nel piano di cui i commi 1 e 2 sono previste le misure protettive contro le conseguenze radiologiche di incidenti che avvengono in impianti al di fuori del territorio nazionale, nonché per gli altri casi di emergenze radiologiche che non siano preventivamente correlabili con alcuna specifica area del territorio nazionale stesso. Per i casi di cui al presente comma, i presupposti tecnici della pianificazione dell'emergenza sono proposti dall'anpa, sentita la Commissione tecnica. 4. Per i casi di cui al comma 3, nella pianificazione delle misure protettive sono definiti gli obblighi per la comunicazione iniziale dell'evento che potrebbe determinare l'attuazione delle misure protettive.

5 OBIETTIVI GENERALI DEL PIANO NAZIONALE Il Piano Nazionale delle misure protettive contro le emergenze radiologiche (di seguito il Piano ) individua e disciplina le misure necessarie per fronteggiare le conseguenze degli incidenti che avvengano in impianti nucleari di potenza ubicati al di fuori del territorio nazionale, tali da richiedere azioni di intervento coordinate a livello nazionale e che non rientrino tra i presupposti per l attivazione delle misure di difesa civile di competenza del Ministero dell interno. A tale scopo il Piano definisce le procedure operative per la gestione del flusso delle informazioni tra i diversi soggetti coinvolti, l attivazione e il coordinamento delle principali componenti del Servizio nazionale della protezione civile, e descrive il modello organizzativo per la gestione dell emergenza con l indicazione degli interventi prioritari da disporre a livello nazionale ai fini della massima riduzione degli effetti indotti sulla popolazione italiana e sull ambiente dall emergenza radiologica.

6 Decreto Legislativo del Governo 17 marzo 1995 n 230 Art Attività disciplinate. Vigilanza. 1. Le disposizioni del presente capo si applicano alle attività che comunque espongono la popolazione ai rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti. 2. La tutela sanitaria della popolazione spetta al Ministero della sanità che si avvale degli organi del servizio sanitario nazionale. 3. La vigilanza per la tutela sanitaria della popolazione si esercita su tutte le sorgenti di radiazioni ionizzanti al fine di prevenire, secondo i principi generali di cui all'articolo 2, esposizioni della popolazione e contaminazioni delle matrici ambientali, delle sostanze alimentari e delle bevande, ad uso sia umano che animale, o di altre matrici rilevanti. 4. La vigilanza di cui al comma 3 è esercitata attraverso gli organi del servizio sanitario nazionale competenti per territorio e attraverso l'anpa, che riferisce direttamente ai Ministeri della sanità, dell'ambiente e della protezione civile, per quanto di competenza.

7 DPCM Emergenze - Procedure operative

8 DPCM Emergenze - Misure di tutela della salute pubblica In seguito ad un incidente severo ad una centrale nucleare si può presentare la necessità, sulla base di valutazioni dosimetriche, di intervenire ai fini della riduzione dell esposizione a radiazioni ionizzanti. Tale esposizione può avvenire in modo diretto (irraggiamento diretto) in seguito a fall-out radioattivo o indiretto, tramite inalazione o ingestione di alimenti e bevande contaminati.

9 DPCM Emergenze - Misure di tutela della salute pubblica Le misure di tutela della salute pubblica che possono essere assunte nell ambito della presente pianificazione, allo scopo di ridurre l esposizione a contaminanti radioattivi e, pertanto, gli effetti stocastici che da essa possono derivare, sono: 1. interventi da attuare nelle prime ore successive al verificarsi dell evento: indicazione di riparo al chiuso; interventi di iodoprofilassi; 2. interventi da attuare in una seconda fase successiva all evento: controllo della filiera e restrizioni alla commercializzazione di prodotti agroalimentari; gestione dei materiali contaminati.

10 Poi, in pratica

11 DPCM Emergenze - Scenari di riferimento I tipi di scenario identificabili, nel caso di centrali nucleari con reattori ad acqua leggera (fino a 1500 MWe) sono raggruppati nelle seguenti due classi: Classe A: Questa classe comprende gli incidenti di progetto (rottura della tubazione d impianto di diametro maggiore, espulsione repentina di una barra di controllo, ecc.), incluse quelle sequenze valutate assumendo, oltre al malfunzionamento dei sistemi ausiliari, una degradazione nella efficacia dei sistemi di abbattimento dei prodotti di fissione (filtri, piscine d acqua, ecc.) o una parziale fusione del nocciolo. Questa classe, con le suddette sequenze più degradate, è quindi rappresentativa della massima gravità cui possono arrivare gli incidenti base di progetto. I rilasci calcolati, viste le ipotesi prudenziali sopra descritte circa l efficacia dei sistemi di abbattimento dei rilasci stessi, arrivano fino a circa 4, Bq, pari ad una frazione dell inventario dei prodotti di fissione del nocciolo dell ordine di Classe B: Questa classe comprende gli scenari incidentali particolarmente gravi, di probabilità molto bassa, nel corso dei quali, pur avendo luogo una serie di malfunzionamenti ai sistemi di salvaguardia e di danni al nocciolo, si può realisticamente ipotizzare che: - nel caso di eventi che traggano origine all interno dell impianto, i sistemi di abbattimento e di contenimento, pur parzialmente degradati, possano continuare ad offrire una barriera atta a limitare il rilascio all ambiente; - nel caso di eventi di origine esterna, che possano avere come effetto primario la perdita del sistema di contenimento, le azioni di recupero e di mitigazione dei danni a carico del nocciolo del reattore, necessarie ove eventualmente quest ultimo risenta del possibile evento iniziatore, possano dar luogo all arresto del processo di fusione generalizzata o, qualora quelle azioni non avessero successo, sia comunque possibile dar luogo ad un parziale abbattimento dei particolati radioattivi. I rilasci calcolati in dette condizioni sono dell ordine di un decimo dell inventario complessivo dei prodotti di fissione, cioè circa Bq. Ai fini dell aggiornamento del Piano sono stati assunti a riferimento scenari della classe B, come sopra configurati.

12 Radionuclidi di interesse I principali radionuclidi di interesse per il monitoraggio a seguito di un incidente nucleare sono alcuni prodotti di fissione: 131 I (T 1/2 = 8 giorni) emittente beta - gamma 132 I (T 1/2 = 2.3 ore) emittente beta - gamma 137 Cs (T 1/2 = 30 anni) emittente beta gamma 134 Cs (T 1/2 = 2.06 anni) emittente beta - gamma 90 Sr (T 1/2 = 28 anni) emittente beta ouro Note: Il rilascio di 137 Cs è sempre accompagnata da quella di 134 Cs, che ha un tempo di dimezzamento inferiore; il loro rapporto relativo fornisce informazioni sul tempo trascorso dal rilascio. lo Stronzio-90 è un emettitore beta puro; non è possibile rivelarlo tramite misure dirette, ma solo per mezzo di elaborate analisi indirette su campioni. E però accompagnato da un altro radioisotopo dello Stronzio, l 89 che emette fotoni gamma. La mancata identificazione dell isotopo 89 permette di porre dei limiti anche alla potenziale presenza dell isotopo 90. Possibili altri ( 140 La, 103 Ru, 95 Nb, )

13 nucleo bersaglio iniziale neutrone incidente + + nucleo composito distorto + prodotti di fissione + Modello a goccia di liquido della fissione

14 Resa di fissione Nella fissione del 235 U si producono circa 300 diversi radioisotopi

15 Rilevamenti di dose ambientale in diverse prefetture (~100 km da Fukushima) (~ 240 km da Fukushima) Rilascio totale stimato ~ Bq

16 Condizioni attese dopo l incidente di Fukushima intensità di dose emessa dai soggetti: al più pochi µsv/ora modesta (se alcuna) contaminazione esterna di cute, capelli, indumenti possibile modesta contaminazione interna (inalazione)

17 Istruzioni Operative

18 Report di misura

19 Istruzioni Operative in sintesi controllo dosimetrico in ingresso a 100 cm prospezione iniziale con contaminametro prelievo campioni capelli unghie muco nasale sfregamento cute urine eventuale doccia di decontaminazione spettrometria in vivo a livello del collo (tiroide) spettrometria in vivo rappresentativa del corpo intero conclusioni provvisorie (dal punto di vista quantitativo) consegna risultati iniziali al Medico specialista visita medica e congedo del paziente analisi di laboratorio sui campioni circa 3 ore di lavoro per soggetto controllato

20 Pronto Soccorso Policlinico S.Orsola Malpighi (Pad. 5H) Doccia emergenza Deposito materiali e presidi Ingresso decontaminazione Filtro Controllo e decontaminazione Filtro

21 Strumentazione portatile non dedicata Spettrometro portatile Exploranium GR135A possibilità di impiego in diversi settori della radioprotezione e direttamente sul campo rivelatore NaI(Tl) adeguata efficienza software integrato per l analisi iniziale dello spettro di radiazioni esportazione dei dati su elaboratore per ulteriori analisi

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23 Posizionamento per misure corpo intero

24 Posizionamento per misure del collo (tiroide)

25 Calibrazione in efficienza per misure rappresentative del corpo intero: singola sorgente puntiforme poli radionuclidica a distanza dal rivelatore sacche di liquido uniformemente contaminate disposte attorno al rivelatore multiple sorgenti puntiformi distribuite in diverse posizioni su tronco, addome a gambe di un soggetto non contaminato efficiency 6.00E E E E-03 Multiple puntiform sources Single puntiform source 10 cm in air Uniformily contaminated water bags 2.00E E E energy (kev) per misure rappresentative della tiroide: fantoccio di tiroide riempito con soluzione tarata di 131 I posto a distanza controllata dal rivelatore

26 Analisi indiretta di campioni di urine raccolta di uno o più campioni di urine trasferimento in contenitore standard non necessario pre trattamento misura mediante analizzatore multicanale con rivelatore al Germanio iperpuro, calibrato mediante soluzione poliradionuclidica certificata

27 Lista soggetti controllati Data Misura Nome e Cognome Età Sesso Provenienza Giorno di partenza Giorno di arrivo URINE (Bq/ml) COLLO (Bq) Conclusioni 18/03/2011 Andrea Castagnoli 1971 M Tokio 15/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 19/03/2011 Alberto Morara 1977 M Osaka 15/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 20/03/2011 Claudia Bergesio 1971 F Tokio 18/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 20/03/2011 HATAKEYMAMA SARA 2007 F Tokio 18/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 20/03/2011 HATAKEYMAMA SHIORI 2010 F Tokio 18/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 21/03/2011 Renato Riccomini 1947 M Sendai 16/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 21/03/2011 Kataoka Sayuri 1960 F Sendai 16/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 22/03/2011 Nakjima Yoko 1974 F Tokio 18/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 22/03/2011 Luna Paselli 2008 F Tokio 15/03/ /03/2011 N.D /03/2011 Luca Paselli 1982 M Tokio 15/03/ /03/2011 N.D /03/2011 Mirko Micheletti 1967 M Osaka 22/03/2011 N.D. NON CONT. 23/03/2011 Lena Matteo 1971 M Tokio 22/03/ /03/2011 MDA 1.5 NON CONT. 24/03/2011 XX M Tokio 14/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 24/03/2011 Gualandi Alessandro 1981 M Tokio 14/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 28/03/2011 Bonfatti Gregory 1965 M Tokio 15/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 29/03/2011 Lenzi Sara 1979 F Tokio 22/03/ /03/2011 N.D. NON CONT. 07/04/2011 Manzi Caterina 1991 F Tokio 30/03/ /04/2011 N.D. NON CONT. 12/04/2011 Orio Roberta 1973 F Tokio 10/04/ /04/2011 N.D. NON CONT.

28 Il concetto di Minima Attività Rivelabile Ogni misura di radiazioni viene effettuata in presenza di un fondo e di possibili interferenze. Si pone quindi il problema di decidere quando un valore rilevato sia significativamente diverso dal fondo. Tale processo decisionale può portare a conclusioni errate di due diversi tipi: I - si può decidere che la misura eseguita (conteggio, frequenza di conteggio o altro) sia superiore al fondo e quindi che si effettivamente rilevato un segnale, quando in realtà il segnale non era presente (falsa rivelazione, o falso positivo ); II - si può decidere che la misura eseguita (conteggio, frequenza di conteggio o altro) non sia superiore al fondo e quindi che escludere di avere rilevato un segnale, mentre in realtà il segnale era presente (falsa non rivelazione, o falso negativo ). Non è di solito possibile avere la garanzia assoluta di evitare gli errori di ciascuno dei due tipi descritti; la regola decisionale adottata deve quindi essere fondata su di un criterio di tipo statistico che permetta di valutare quantitativamente il livello di probabilità di errore.

29 Il concetto di Minima Attività Rivelabile Per ciascuno dei due tipi di errore si deve adottare un criterio decisionale opportuno, ovvero un livello di probabilità di errore ritenuto accettabile; è prassi comune ritenere accettabile una probabilità di errore del 5 % sia per le false rivelazioni che per le false non rivelazioni. Da punto di vista statistico, il problema è sostanzialmente quello di un confronto fra due misure appaiate, una misura indipendente del fondo e la misura del campione; si riconduce quindi alla statistica del test T di Student, la cui distribuzione assume il valore 1.64 per un livello di probabilità pari a In tali condizioni si può dimostrare che il livello critico di rivelazione tale che se superato, si può considerare un segnale significativamente diverso dal fondo risulta: dove B è il conteggio di fondo. L d = B

30 Conteggio addome Contneggi netti 300 s 10 MDA = 1000 Bq Energia (kev) Spettrometria in vivo rappresentativa del copro intero di soggetto proveniente da Sendai; si evidenziano solo conteggi dovuti al fondo naturale di radiazioni.

31 Conteggio collo Eventuale picco dello Iodio-131 Contneggi netti 300 s 10 1 MDA = 50 Bq Energia (kev) Spettrometria in vivo a livello del collo di soggetto proveniente da Sendai; si evidenziano solo conteggi dovuti al fondo naturale di radiazioni.

32 Stessa misura trasferita su workstation con software di elaborazione automatica degli spettri; software di trasferimento fatto apposta a tempo di record

33 Analisi di campione urine 24 ore dello stesso soggetto proveniente da Sendai; si evidenziano solo conteggi dovuti al fondo naturale di radiazioni

34 Spettro rilevato su campione indumenti (rientro dal Giappone il 17/03/2011, misura eseguita il 24/03/2011) Te Counts I I 137 Cs 134 Cs 132 I 132 I 134 Cs 132 I Energy (kev)

35 Conteggio collo Contneggi netti 300 s 10 MDA = 50 Bq Energia (kev) Spettrometria in vivo a livello del collo di soggetto proveniente da Tokio. Si evidenzia una modesta captazione di Iodio-131.

36 Stima di dose per il soggetto più contaminato Attività misurata in tiroide 170 Bq Stima attività totale incorporata Dose efficace impegnata Irraggiamento da voli ad alta quota Bq µsv µsv/ora Stima di dose eseguita dall Istituto di Radioprotezione ENEA di Bologna Dose in volo ritorno da Giappone 30 µsv

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39 Punti su cui riflettere ha funzionato il Piano Nazionale di Emergenza? le Amministrazioni ed Istituti centrali come hanno saputo informare la popolazione? Come hanno funzionato i siti web? Come sono state coordinate le interviste degli esperti? le misure sanitarie sui pazienti che richideono cure mediche sono necessariamente da svolgersi negli Ospedali in questo caso, non si prevedeva per le persone in rientro necessità di interventi sanitari; si sono confuse misure di sanità pubblica con prestazioni dirette in Ospedale applichiamo rigidamente criteri di appropriatezza per l accesso a indagini e cure determinanti per la vita dei pazienti malati; quando esiste appropriatezza, i pazienti comunque devono percorrere una lista di attesa in questo caso, i soggetti coinvolti non potevano nemmeno considerarsi pazienti in termini di informazione e formazione della cultura del pubblico sulla gestione delle emergenze, quale messaggio abbiamo rivolto alla popolazione? L Ospedale, alla fine tiene botta

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41 NM Physicists M. Marengo, C. Pettinato, G. Cicoria, D. D Ambrosio Physics Technologists D. Pancaldi, S. Civollani PhD Physics students F. Zagni, G. Lucconi MSc Physics & Engineering students M. Pedacchia, S. Larocca Radiopharmacists / Radiochemists S. Boschi, F. Lodi, C. Malizia, V. Lanzetta Radiopharmacy Technologists F. Bignami, R. Bignami, A. Martignon, E. Babbore, I. De Nicola, N. Spataro NM Doctors S. Fanti, P. Castellucci, P. Zagni, G. Gavaruzzi P. Guidalotti, M. Levorato,, G. Montini, C. Nanni, V. Allegri