Valutazioni dosimetriche in caso di emergenza radiologica

Valutazioni dosimetriche in caso di
emergenza radiologica
Carlo-Maria Castellani
EQ n. 323 - III gr. Elenco Nazionale - [email protected]
Giornata di Studio VVF – GER ANPEQ - 24 Giugno 2014
Direzione Reg.le VVF di Bologna
`
Valutazioni dosimetriche in carico a
dell’Esperto Qualificato che interviene
in emergenza
¾
¾
Utilizzare le semplici misure disponibili
disponibili.
Dimensionare l’entità delle dosi efficaci
in gioco (prevedibili) :
¾
¾
¾
¾
Valutazioni di dose esterna
Valutazioni di dose interna
In seguito: dimensionare le
contromisure in relazione alle dosi
valutate.
Nota : sono considerazioni basate su esperienze
personali (Chernobyl, Fukushima, incidenti con
contaminazioni occasionali (fusione sorgenti, incendio con
sorgenti radioattive su treno), ecc.) senza carattere di
esaustività .
2
Schema generale
C.M. Castellani
Si suppone
pp
che l’EQ
intervenga a supporto
delle misure dei VVF , e
con strumenti semplici di
calcolo
l l possa valutare
l t
l’ordine di
grandezza delle dosi
efficaci in g
gioco.
`
Per la valutazione di dose esterna si
considereranno:
¾
¾
¾
¾
¾
¾
¾
3
Valutazione
V
l t i
d ll distanza
della
di t
d una
da
sorgente
Valutazione di dose ad 1 m dalla
sorgente
Lista costanti gamma specifiche
Valutazione della attività di una
sorgente
Valutazione dei tempi di permanenza a
varie distanze dalla sorgente per poter
accumulare 100 microSv.
Valutazione del rateo di eq. di dose
ambientale a diverse distanze
Confronto con valore D per radioisotopi
diversi e indicazione del valore di A/D
per la sorgente in esame
C.M. Castellani
Valutazione dose
esterna
`
Si utilizzano due misure di rateo di
equivalente di dose ambientale
`
D1
D2
Valutazione della
distanza da una
sorgente per beta
gamma emettitori
X1
X
`
`
`
`
`
`
D1 alla distanza X1 dalla sorgente
(distanza da stimare)
D2 alla distanza(X1
( – X)) con X noto ad
esempio 5 m = 5 passi D1 • X 12 = D 2 • ( X 1 − X )2
Per ipotesi si ha :
D1
X
= 1−
Da cui
D2
X1
e quindi si ha l’equazione
ove tutto è noto e X1 può essere ricavato .
`
Esempio
E
i se misuro
i
i X1 0
in
0.9
9 microSv/h
i S /h e 5 metri
t i più
iù in
i vicinanza
i i
d ll
della
sorgente 1.6 micro Sv/h : si riesce a valutare la distanza X1 dalla
sorgente pari a 20 m .
`
Attenzione a considerare la sorgente puntiforme, se tale non fosse si
consideri una radice inferiore di 2 (ad es. 1.2 per sorgente lineare o
diffusa ) .
4
C.M. Castellani
X1 =
X
D1
1−
D2
`
`
Si utilizzano le due misure di rateo di
equivalente di dose ambientale per la
valutazione delle dosi a 1 m dalla
sorgente
Dove Γ.A1 è una prima stima del
rateo di equivalente di dose gamma a
1 m dalla sorgente e Γ.A2 è una
seconda stima.
Valutazione del
rateo
t di dose
d
ad
d un
punto di
riferimento (1m)
Γ ⋅ A1 = D1∗ X 12
Γ ⋅ A2 = D 2 • ( X 1 − X )
2
`
Nel caso riportato vale 0.9*(20)^2 = 360 microSv/h @ 1
m = Γ.A1
`
Mentre si ha 1.6*(15)^2 = 360 microSv/h @ 1 m = Γ.A2
`
In questo caso la stima coincide con la precedente.
5
C.M. Castellani
`
E’ assolutamente necessario recepire
informazioni relativamente al
radionuclide presente nella sorgente
coinvolta.
L’attività
L
attività da sola infatti non determina
in alcun caso la dose efficace
connessa (sia esterna che interna).
Occorre conoscere o ipotizzare il
radionuclide coinvolto.
Simbolo
`
Marcatura esterna
`
Informazioni anche da chi ha notificato
al 115 .
`
`
6
C.M. Castellani
Riconoscimento
del radionuclide
coinvolto:
Valutazione visiva
`
Stimato il valore Γ.A1 e noto il radionuclide si può valutare
l’attività della sorgente sulla base della costante gamma
specifica Γ espressa in termini di equivalente di dose
ambientale. Dalla referenza si hanno i seguenti valori,
espressi in H*(10). (Rad. Prot. Dosim 42 (2), 77-82, 1992).
.
`
Radionuclide
Costante gamma espressa in rateo
di equivalente di dose ambientale
per unità di attività @ 1 m
(microSv . m2)/(h. GBq)
241Am
7
99Mo
44
75Se,
Se 131I
66
137Cs
93
192Ir
139
18F
166
60Co
356
(ΓA1 ) = A
Γ
1
Gli stessi 360 µSv/h @ 1 m
possono essere
determinati da :
1 GBq di Co-60 , ma da
4 GBq di Cs-137 e ben da
50 GBq di Am-241.
Nell’esempio riportato si tratta quindi di poco più di un GBq di 60-Co.
7
Valutazione
V
l t i
d ll
della
attività di una
sorgente
C.M. Castellani
`
Valutazione del tempo
di permanenza a varie
distanze per
accumulare
100 microSv
Stima del tempo in ore che occorre passare ad una
data distanza X dalla sorgente
g
da 1 GBq
q dei
diversi radioisotopi, per poter accumulare
100 microSv.
241Am
99Mo
131I
137Cs
192Ir
18F
60Co
1.E+05
X 2 *100
t=
Γ
Tem
mpo per accumula
are 100 microSv (h)
1.E+04
1.E+03
Per 1 GBq
1.E+02
1 E+01
1.E+01
1.E+00
X 2 *100
t=
Γ* A
1.E-01
1.E-02
` 1.E-03
N
8
01
0.1
1
10
Diostanza X dalla sorgente da 1 GBq (m)
100
C.M. Castellani
P A GBq
Per
GB
Stima dei ratei di equivalente di dose
ambientale
bi t l (in
(i microSv/h)
i S /h) alle
ll diverse
di
distanze, per la zonizzazione delle aree .
Rateo di Eq. di Dose Ambientale per 1 GBq dei diversi radionuclidi
100000
241Am
Rateo di E
Eq. di Dose Amb
b. (uSv/h) per 1 G
GBq
`
Valutazione del rateo di
eq. di dose ambientale
alle diverse distanze da
una sorgente di 1 GBq
dei diversi radioisotopi
10000
99Mo
131I
1000
137Cs
100
192Ir
18F
10
60Co
1
0.1
0.01
0.001
0.0001
0.1
9
1
Di t
Distanza
X (m)
( )
10
100
C.M. Castellani
Comparazione con
i valori D (di
pericolosità)
i l ità)
`
`
10
C.M. Castellani
Indicazioni di
IAEA RS-G-1.9
Indicazione
specifica del
campo di
applicazione
della sorgente
`
Si utilizzano i valori di D (D1 per
sorgente integra) per verificare se il
rapporto A/D è in quale fascia da 10-2
a 100. D1 : per sorgente che rimane
incapsulata .(esp. esterna)
Radionuclide
11
Valore del parametro D1
(GBq)
241Am
8000
99Mo
M
300
75Se, 131I
200
137Cs
100
192Ir
80
18F
60
60Co
30
Comparazione
C
i
con
i valori D (di
pericolosità)
A/D < 0.01
C5
0.01 < A/D < 1
C4
1 ≤ A/D < 10
C3
10 ≤ A/D < 1000
C2
A/D ≥ 1000
C1
Calcolare A/D1 e
A
D1
C.M. Castellani
`
Per la valutazione di dose interna si
considereranno:
¾
¾
¾
¾
¾
¾
12
Valutazione della contaminazione
superficiale
Fattore di risospensione
p
Stima della concentrazione media in
aria sulla base della concetrazione
superficiale
p
Concentrazione integrata nel tempo =
Esposizione
Dose da esposizione a nube e da
inalazione sulla base dei coefficeinti CF
espressi in [µSv/(kBq.h/m3)].
Concentrazioni superficiali tali da
determinare Esposizione e una dose
effiacce impegnata ,da un unico
radionuclide, pari a100 microSv.
C.M. Castellani
Valutazione dose
Interna
`
`
`
`
`
Occorre valutare la concentrazione
superficiale (ad es.
es per una superficie piana) .
Occorrerebbe già avere una taratura specifica
dello strumento utilizzato .
Il fondo in termini di rateo di conteggio
dovrebbe essere già noto per le diverse
superfici (asfalto, cemento, mattonelle ecc.).
Dovrebbe esserer disponibile ll’efficienza
efficienza di
misura per lo specifico radionuclide coinvolto
nell’incidente. (o la curva per interpolare ad
es. sulle energie media beta).
Occorrerebbe infine valutare
preventivamente ad es, per i beta-gamma
di maggioreinteresse
i
i t
e per Am-241
A 241 , quanti
ti
2
cps netti corrispondono a 1 Bq/cm .
13
C.M. Castellani
Valutazione
V
l t i
d ll
della
concentrazione
superficiale
CSup =
RM − RB
ε R ⋅t ⋅ε ⋅ε d ⋅ R
Curva per interpolazione della efficienza per
b t emettitori
beta
ttit i nell’intervallo
ll’i t
ll 50 – 560 di
energia media dei beta (come da esempio di
certificato di contaminametro)
Valutazione
V
l t i
d ll
della
concentrazione
presente in aria
Interpolazione per
energia media dei beta
del 60Co = 317 keV
Efficienza assoluta
contaminametro
0.7
Efficienza as
ssoluta
`
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
0
0
14
100
200
300
400
Energia media dei beta (keV)
C.M. Castellani
500
600
`
`
`
Il valore di concentrazione in aria può
essere stimato
ti t mediante
di t la
l fformula
l sotto,
tt
ove F è il fattore di risospensione.
Il valore stimato da IAEA TS-G-1.1 (Rev.1)
pag 71 :
` F = 5E-5 m-1.
Si ha
Bq
[Caria ] = 3
m
[C ]
sup
Bq
=
cm 2
Caria = Csup × 10 4 × F
`
104 = fattore
f
conversione
i
cm2/m
/ 2
2 si ha 5 Bq/m
Ad es. p
per 10 Bq/cm
q
q 3.
15
C.M. Castellani
Valutazione della
concentrazione
t i
media che potrà
presente in aria
`
Se si suppone che la concentrazione si
t
costante
t t (o
( possa essere
mantenga
considerata costante durante un tempo t )
dalla concentrazione è possibile valutare la
esposizione E : concentrazione integrata nel
tempo.
Earia
Cariai × t
=
1000
kBq ⋅ h
[Earia ] = 3
m
`
Bq
[Caria ] = 3
m
1000 = fattore Bq / kBq .
16
C.M. Castellani
Valutazione della
esposizione
i i
=
concentrazione
integrata nel tempo
`
Da opportuna bibliografia si può
valutare il coefficiente di dose per
unità di esposizione E (sia per
inalazione che per irraggiamento da
nube gamma)
Valutazione
V
l t i
d ll
della
dose da inalazione
sulla base di E.
D Tot = Earia × (CFinal + CFnube )
Dose
`
L’irraggiamento
L’i
i
t da
d nube
b , come sii
vedrà, è del tutto trascurabile.
DoseInal = Earia × CFinal
17
C.M. Castellani
Radionuclide
Dose da irraggiamnto
da nube
((CFnube))
Dose efficace
da inalazione
((CFinal))
Co-60
0,56
29
Se-75
0,085
0,93
S 90
Sr-90
22
Tc-99m
0,028
0,019
I-131
0,081
6,8
I-131 g
19
Cs-134
0,34
6,1
Cs-137
Cs
137
0 13
0,13
43
4,3
Ir-192
0,17
6,1
Po-210
4000
Ra-226
226
0,0014
8800
U-238
0,000022
7600
Pu-238
15000
Pu-239
15000
Am-241
0,0041
39000
Valori di
coefficiente da
i l i
inalazione
e da
d
esposizione a nube
radioattiva
Valori del del coefficiente
di dose per inalazione
(da Rapporto ISPRA
CEVAD 57/2010) e dose
da irraggiamento da
nube (da IAEA TECDOC1162) espressi in
1162),
μSv
⎛ kBq • h ⎞
⎜
⎟
3
⎝ m ⎠
`
In definitiva la dose stimata può essere
valutata sulla base della concentrazione
superficiale misurata
D inal = Csup ×10 × F × t × CFinal
Dose
4
`
Inversamente si può calcolare quale è la
concentrazione
t i
superficiale
fi i l (in
(i Bq/cm2)
B / 2)
che determina per una esposizione di 1 h
di un singolo radionuclide una dose
efficace
ffi
i
impegnata
D
Dose
S
inal di 100 µSv.
(sotto le ipotesi presentate)
Doseinal
D
= Csup
4
10 × F × t × CFinal
19
C.M. Castellani
Valutazione
V
l t i
d ll
della
dose efficace
impegnata
Radionuclide
E
(kBq.h/m3)
Caria
(Bq/m3)
CSup
(Bq/cm2)
C 60
Co-60
34
3,4
3 4E+03
3,4E+03
6 9E+03
6,9E+03
Se-75
107,5
1,1E+05
2,2E+05
Sr-90
4,5
4,5E+03
9,1E+03
Tc-99m
5263,2
5,3E+06
1,1E+07
I-131
14,7
1,5E+04
2,9E+04
II-131
131 g
5,3
5,3E+03
5,3E
03
1,1E+04
1,1E
04
Cs-134
16,4
1,6E+04
3,3E+04
Cs-137
23,3
2,3E+04
4,7E+04
Ir-192
16 4
16,4
1 6E 04
1,6E+04
3 3E 04
3,3E+04
Po-210
2,5E-02
25
50,0
Ra-226
1,1E-02
11
22,7
U-238
1,3E-02
13
26,3
Pu-238
6,7E-03
6,7
13,3
Pu 239
Pu-239
6 7E-03
6,7E
03
67
6,7
13 3
13,3
Am-241
2,6E-03
2,6
5,1
20
C.M. Castellani
Valutazione della
contaminazione
superficiale che
determina in 1 h una
dose di 100 µSv
Commenti : dosi
moderate, dell’ordine di
100 µSv, sono
determinate da betagamma emettitori con
valori facimente
misurabili (da 10 a 50
kBq/cm2).
Per alfa emettitori le
attività superficiali
devono essere dell’ordine
dei 10 – 50 Bq/cm2.
`
`
`
La valutazione dell’ordine di
grandezza delle dosi in caso di
intervento per emergenze
radiologiche è l’attività principale
dell’EQ che la redige sulla base della
sua esperienza professionale e dei
semplici strumenti concettuali qui
forniti.
Il tempo previsto di interazione tra
sorgente ed operatori gioca un ruolo
fondamentale : occorre effettuare una
valutazione realistica con il personale
VVF.
La conoscenza del radionuclide
coinvolto è fondamentale per la
valutazione di dose.
21
C.M. Castellani
Conclusioni - 1
`
Valutare esposizioni esterne e
susseguenti dosi dell’ordine del
centinaio di microSv non è
concettualmente complesso.
Conclusioni – 2
`
I valori di attività superficiale che
devono essere presenti per essere
esposti a dosi interne dell
dell’ordine
ordine di
100 microSv in 1 ora, sono ben
misurabili con l’usuale strumentazione
di radioprotezione.
radioprotezione
`
L’utilizzo di strumentazione con
aspirazione per la determinazione
della concentrazione media in aria
sarebbe auspicabile.
22
C.M. Castellani
Grazie per l’attenzione
Valutazioni dosimetriche in caso di
emergenza radiologica
Carlo-Maria Castellani
EQ n. 323 - III gr. Elenco Nazionale
Giornata di Studio VVF – GER ANPEQ - 24 Giugno 2014
Direzione Reg.le VVF di Bologna

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