ESPOSIZIONI POTENZIALI NEGLI INCIDENTI CONNESSI ALL'ESERCIZIO DI SORGENTI RADIOATTIVE IN MEDICINA NUCLEARE

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1 UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI CATANIA REGIONE SICILIANA Assessorato Regionale dell'istruzione e della Formazione Professionale Dipartimento Regionale dell'istruzione e della Formazione Professionale Unione Europea Fondo Sociale Europeo Ministero del Lavoro e delle Politiche Sociali SICILIA FONDO SOCIALE EUROPEO PROGRAMMA OPERATIVO "Investiamo per il vostro futuro" UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI CATANIA FACOLTÀ DI SCIENZE MATEMATICHE, FISICHE E NATURALI DIPARTIMENTO DI FISICA ED ASTRONOMIA Master Universitario di II livello in MONITORAGGIO DELLE RADIAZIONI IONIZZANTI E NON IONIZZANTI E RISCHIO AMBIENTALE PROGETTO CIP n IT.051.PO.003/IV/12/F/9.2.14/ CUP n. E65C Direttore: Prof. Antonio Triglia ESPOSIZIONI POTENZIALI NEGLI INCIDENTI CONNESSI ALL'ESERCIZIO DI SORGENTI RADIOATTIVE IN MEDICINA NUCLEARE ADRIANA DI MAURO Tutor: Dott. G. Mannino A.O.U. Policlinico V. Emanuele Catania Prof. S. Lo Nigro Università degli Studi di Catania A.A Catania - luglio 2012

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3 INDICE INDICE ELENCO DELLE FIGURE ELENCO DELLE TABELLE ELENCO DEI GRAFICI SOMMARIO RINGRAZIAMENTI v vi vii viii Ix 1. INTRODUZIONE 1 2. GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI La Radioprotezione L equivalente di dose RISCHI DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE Riferimento Normativo L art.115-ter Dlgs 17/03/ I gruppi di riferimento della popolazione Grandezze protezionistiche relative all individuo esposto e alla popolazione inquinamento radioattivo dell ambiente VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERIE RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE Simulazione di possibile incendio nel locale che ospita le sorgenti non sigillate Il trasporto in atmosfera Diffusione in ambienti aperti Il calcolo della concentrazione di attività in aria La deposizione di radioattività al suolo Calcoli di dose per il rilascio in atmosfera l irradiazione del corpo umano Inalazione diretta della nube iii

4 INDICE Ingestione di alimenti contaminati Calcolo dello screening factor VALUTAZIONE E CALCOLO DELLA CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Il modello Hotspot Il modello di dispersione atmosferica Dati Curve di isodose e grafici Tecnezio 99 metastabile Iodio Fluoro RISULTATI BIBLIOGRAFIA 44 iv

5 INDICE ELENCO DELLE FIGURE FIGURA 1. Descrizione dei percorsi seguiti dalla radioattività rilasciata in atmosfera per raggiungere l uomo FIGURA 2. Sistema di coordinate HotSpot FIGURA 3. Processi che influenzano il trasporto di radionuclidi rilasciati in atmosfera-iaea FIGURA 4. Tre zone principali di flusso attorno ad un edificio; zona di spostamento, zona di scia e zona di cavità- IAEA FIGURA 5. Relazione tra altezza e distanza di rilascio per determinazione del modello di dispersione FIGURA 6. Parametri input e output utilizzati dal sistema HotSpot FIGURA 7. Proiezione dose efficace Tc99m dal punto di emissione FIGURA 8. Proiezione dose efficace I131 dal punto di emissione FIGURA 9. Proiezione dose efficace F18 dal punto di emissione v

6 INDICE ELENCO DELLE TABELLE TABELLA 1. Esempi di identificazione di gruppi di riferimento della popolazione (gruppi critici)... 7 TABELLA 2. Categorie di stabilità di Pasquill TABELLA 3. DEI riferito a radionuclidi TABELLA 4. Dati input del modello HotSpot riferito al Tc99m TABELLA 5. Dati input del modello HotSpot riferito al I TABELLA 6. Dati input del modello HotSpot riferito al F vi

7 INDICE ELENCO DEI GRAFICI GRAFICO 1. Deposizione al suolo di Tc99m GRAFICO 2. Dose Efficace di Tc99m GRAFICO 3. Proiezione Dose Efficace Tc99m GRAFICO 4. Deposizione al suolo di I GRAFICO 5. Dose Efficace I GRAFICO 6. Proiezione Dose Efficace I GRAFICO 7. Dose Efficace F GRAFICO 8. Proiezione Dose Efficace F vii

8 SOMMARIO 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. viii

9 INDICE 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. ix

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11 CAPITOLO 1 INTRODUZIONE 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 18 F, 99m Tc, 131 I. 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 1

12 CAPITOLO 1 INTRODUZIONE 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. 2

13 CAPITOLO 2 GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI 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. 3

14 CAPITOLO 2 GLI INDICATORI DEL RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI 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 H E, l equivalente di dose efficace, viene definita da: H E = Ʃ T w T H T (2.2) Dove H T è l equivalente di dose ricevuto dal tessuto o organo T e w T il fattore di ponderazione reattivo a tale tessuto o organo. 1 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P

15 CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE 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 2 prevede 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 5

16 CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE 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 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. 6

17 CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE 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 pazienti, dopo l esame, tornano a casa utilizzando mezzi pubblici (tram, taxi). Irradiazione diretta 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. 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) 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 dell ospedale. degenti 7

18 CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE Scarico in atmosfera. Contaminazione del terreno Gli abitanti e i lavoratori delle casa e imprese limitrofe (negozi, tassisti, ecc.). le scuole Allagamento. Contaminazione terreno. del I degenti dell Ospedale. Gli abitanti delle case e imprese limitrofe. Scarichi liquidi Tabella 1: esempi di identificazione di gruppi di riferimento della popolazione (gruppi critici) - tratto da ANPEQ, Notiziario dell'esperto qualificato P 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 H I,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 8

19 CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE Profondo, H I,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 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 9

20 CAPITOLO 3 RISCHIO DA RADIAZIONI IONIZZANTI PER LA POPOLAZIONE E L AMBIENTE 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 10

21 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE 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. 11

22 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE 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 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. 12

23 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE 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 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 4 che ha suddiviso le condizioni climatiche nelle 7 categorie indicate in tabella 2 4 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P

24 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE Velocità del vento Insolazione diurna Forte Media Debole Copertura 1/2 Condizioni notturne 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 χ a (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: 14

25 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE (4.1) Dove A 0 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 ), ϭ y e ϭ z 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 ϭ z, sia lungo la direzione orizzontale, trasversale alla direzione del vento, con deviazione standard ϭ y 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 ), 15

26 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE detto coefficiente di dilavamento. La concentrazione di attività 5 (4.2) si riduce dunque come: χ a (t) = χ a e Λt (4.2) Avendo indicato con χ a 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 χ a (t) e χ a (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). E t = E ext + E inh + E ing (4.3) 5 PELLICCIONI, M (1989): Fondamenti fisici della radioprotezione. Pitagora editrice Bologna P

27 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE Dove E t indica la dose efficace totale, E ext è la Dose efficace da irradiazione esterna, E inh rappresenta la Dose efficace da inalazione, ed infine E ing 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 = A max x FRF x 10-6 x h(g) (4.4) Dove A max 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]A max A inco [Bq] Coefficiente[Sv/Bq] DEI[mS] I x x x x 10-1 Mo-99 2 x x x x 10-2 Tc-99m 2 x x x x 10-4 Ir x x x x 10-3 Sommatoria < 0,2 msv Tabella 3: DEI riferito a radionuclidi 17

28 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE 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. 18

29 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE Ciascun radionuclide, rivela un tropismo particolare per uno o più organi, ma vi sono anche radionuclidi che si distribuiscono uniformemente in tutto il corpo 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 m 3 al giorno); l equivalente di dose impegnata per unità di attività inalata Ingestione di Alimenti Contaminati L ultima via di esposizione da considerare è l ingestione di cibi contaminati 6. 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 C 1 (4.5) Dove U è il rateo di attività totale depositata e C 1 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= χ a C 2 + UC 3 (4.6) Dove C 2 e C 3 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

30 CAPITOLO 4 VALUTAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE SPAZIALE E TEMPORALE DELLE MATERI RADIOATTIVE DISPERSE O RILASCIATE 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 C 1, C 2, C 3, 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 exp [ 1 π uσy σz 2 ( H 2 σz ) ] (4.7) Dove con Q viene indicata la Rete di rilascio (Bqs -1 ), u è la velocità del vento, σ y σ z 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. 20

31 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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. 21

32 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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)/m 3 ); 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), ϭ y è la deviazione standard della distribuzione di concentrazione integrata nella direzione del vento, ϭ z 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 22

33 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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. 23

34 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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. 24

35 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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 7 applicata 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 25

36 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Dove C A è il livello di concentrazione alla distanza sottovento x (Bq/m 3 ), Q i è il tasso di portata media per il radionuclide i (Bq/s), V è il volume di aria nel punto di rilascio (m 3 /s), P p 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 26

37 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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 27

38 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Se l altezza di rilascio è superiore a 2.5 volte l altezza dell edificio H B H> 2.5 H B la dispersione potrà essere considerata indisturbata; se tuttavia H 2.5 H B e x > 2.5 A B Dove A B 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 H B e 0 x 2.5 A B 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 d. dispersione in cui il recettore è molto vicino ad un edificio (zona di cavità) sezione

39 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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 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 29

40 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT - un'altezza di rilascio pari a 0 Tabella 4: dati input del modello HotSpot riferito al Tc99m Radionuclide: Attività (Bq): Tc - 99m 3,7 x 10 9 Bq Frazione rilasciata: 0,5 Frazione respirabile: Frazione rilasciata respirata 0,5 Radiazione rilasciata Altezza nuvole Altezza fiamme: Altezza effettiva di rilascio: Velocità del vento: Classe di stabilità atmosferica: Velocità di deposizione respirabile: Velocità di deposizione non respirabile: altezza recettori: Altezza inversione masse: Durata rilascio: 1 m 0,00 m 0 m 0,00 m 2 m/s D 0,30 cm/s 8,00 cm/s 1,5 m nessuna 60 min Rateo respirabile: 4,17 E -04 m 3 /s 30

41 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Radionuclide: I-131 Attività (Bq): 3,7 x 10 6 Bq Frazione rilasciata: 0,5 Frazione respirabile: Frazione rilasciata respirata 0,5 Radiazione rilasciata Altezza nuvole Altezza fiamme: Altezza effettiva di rilascio: Velocità del vento: Classe di stabilità atmosferica: Velocità di deposizione respirabile: Velocità di deposizione non respirabile: altezza recettori: Altezza inversione masse: Durata rilascio: 1 m 0,00 m 0 m 0,00 m 2 m/s D 0,30 cm/s 8,00 cm/s 1,5 m nessuna 60 min Rateo respirabile: 4,17 E -04 m 3 /s Tabella 5: dati input del modello HotSpot riferiti a I131 31

42 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Radionuclide: F-18 Attività (Bq): 1,11 x Bq Frazione rilasciata: 0,5 Frazione respirabile: Frazione rilasciata respirata 0,5 Radiazione rilasciata Altezza nuvole Altezza fiamme: Altezza effettiva di rilascio: Velocità del vento: Classe di stabilità atmosferica: Velocità di deposizione respirabile: Velocità di deposizione non respirabile: altezza recettori: Altezza inversione masse: Durata rilascio: 1 m 0,00 m 0 m 0,00 m 2 m/s D 0,30 cm/s 8,00 cm/s 1,5 m nessuna 60 min Rateo respirabile: 4,17 E -04 m 3 /s Tabella 6: dati input del modello HotSpot riferiti a F18 32

43 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT 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. 33

44 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Tecnezio 99 metastabile- Tc 99m Grafico 1: deposizione al suolo di Tc99m 34

45 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Grafico 2: Dose efficace di Tc99m Grafico 3: Proiezione Dose Efficace Tc99m 35

46 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Figura 7: proiezione dose efficace Tc99m dal punto di emissione 36

47 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Iodio 131- I 131 Grafico 4: deposizione al suolo di I131 Grafico 5: Dose efficace di I131 37

48 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Grafico 6: proiezione dose efficace di I131 Figura 8: proiezione dose efficace di I131 dal punto di emissione 38

49 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Fluoro 18- F 18 Grafico 7: Dose Efficace di F18 Grafico 8: proiezione dose efficace di F18 39

50 CAPITOLO 5 VALUTAZIONE E CALCOLO CONCENTRAZIONE DELLE SOSTANZE RADIOATTIVE; IL MODELLO HOTSPOT Figura 9: proiezione dose efficace F18 dal punto di emissione 40