Tabella 95: Valutazione dei dati acquisiti Tabella 96: Elenco dei fattori di diluizione per la dispersione in aria ambiente di radionuclidi, al variare della distanza

Rossa, Zona Arancione, Zona Gialla) e/o Zona di sicurezza (Zona Bianca) sulla base delle misure radiometriche che saranno effettuate. Rispetto alla suddetta Zona di cautela, i Vigili del fuoco dispongono il riparo al chiuso delle persone presenti al suo interno oppure il loro rapido allontanamento al di fuori della Zona stessa, nonché l’interdizione alle persone non autorizzate e/o non adeguatamente protette.

B.2 RILIEVI E ATTIVITÀ DI PRELIEVO B.2.1 MISURE IN CAMPO E VALUTAZIONE DEI DATI ACQUISITI Nell’eseguire le misure in campo e nelle valutazioni conseguenti, è necessario ricordare che le possibili vie di esposizione interessate dalla dispersione della contaminazione a seguito di incendio che coinvolge una sorgente radioattiva o materiale radio contaminato sono le seguenti:  Irraggiamento (da materiali/particolato contaminati dispersi e depositati al suolo) da immersione nella nube  Inalazione (fumi e polveri)  Contaminazione dell’ambiente esterno a causa di eventuali ricadute di polveri o di rilascio di acque di spegnimento dell’incendio contaminate. Una volta spento l’incendio, è necessario valutare la possibilità che presso l’azienda o nei pressi del luogo dell’incidente siano presenti livelli di irraggiamento significativi in zone occupate dai lavoratori e/o popolazione. È inoltre necessario valutare la possibilità di una contaminazione ambientale più diffusa, ad esempio attraverso corsi d’acqua o scarichi fognari, in cui siano confluite le acque di spegnimento, con conseguente coinvolgimento della popolazione e dell’ambiente circostante il punto di rilascio. In questo caso è necessario individuare e, se del caso, delimitare tali aree. In base al risultato delle misure effettuate descritte nel paragrafo B, si possono individuare, in modo schematico, le azioni e valutazioni esemplificate nella tabella seguente:

Tabella 95: Valutazione dei dati acquisiti

VALUTAZIONE DELLE MISURE EFFETTUATE ESITO DELLE MISURE EFFETTUATE TIPOLOGIA DI SITO AZIONI E VALUTAZIONI

Misure di irraggiamento gamma: in caso di evidenza di valori di irraggiamento diversi dal fondo

Nelle aree esterne limitrofe al sito produttivo Nelle aree esterne limitrofe al sito produttivo

Sito produttivo Estendere immediatamente l’esecuzione delle misure di irraggiamento gamma nelle aree esterne limitrofe al sito interessato dall’incidente ed eventualmente nelle aree abitate più prossime; In funzione dei valori misurati formulare una proposta di adozione di eventuali contromisure commisurate ai livelli di irraggiamento rilevati; Sulla base delle misure di irraggiamento gamma e delle prime informazioni raccolte: identificazione delle zone “calde” all’interno del sito e delle eventuali disposizioni per l’isolamento e la segregazione di tali zone Effettuazione delle misure di irraggiamento gamma nelle posizioni già occupate dal personale Comunicazione sull’evidenza di valori diversi dal fondo ambientale al personale sanitario per le eventuali contromisure del caso Eventuale integrazione delle misure di irraggiamento gamma con misure di concentrazione di radioattività in aria e di contaminazione superficiale.

Resta inteso che tutte le attività di cui sopra devono essere valutate ed eseguite in stretta collaborazione con tutti gli enti a vario titolo coinvolti e con il diretto coinvolgimento delle funzioni aziendali responsabili del sito. Le operazioni di delimitazione, confinamento e trattamento, devono essere eseguite dai Vigili del Fuoco, se presenti.

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Se non sono presenti e in funzione delle diverse organizzazioni delle Agenzie, tali azioni possono essere effettuate direttamente dal personale ARPA professionalmente esposto. B.2.2 VALUTAZIONI MODELLISTICHE: STIMA DELLA DOSE ALLA POPOLAZIONE Per assumere i provvedimenti finalizzati alla gestione e riduzione delle conseguenze di un incendio che coinvolge sorgenti o materiali radioattivi, le autorità competenti devono basare le decisioni su valutazioni dell’impatto che non sono sempre supportate da misure oggettive sulle matrici, o comunque anche l’individuazione dei punti di campionamento per misurare la contaminazione delle matrici di interesse può essere meglio effettuata anche sfruttando le informazioni che possono derivare da valutazioni di tipo modellistico. In particolare, per la valutazione della dose massima assorbita in seguito a situazioni di emergenza che coinvolgono la dispersione in aria ambiente di sostanze radioattive, in questo documento si è ritenuto utile riportare un esempio che fa riferimento alla procedura di stima riportata nel documento IAEA-TECDOC-1162 [IAEA 2000]32, cui si rimanda per i dettagli. Si tratta di una procedura speditiva basata su un approccio semplificato e conservativo che, sulla base di poche informazioni, consente di ottenere una prima stima della dose conseguente all’evento in termini ampiamente cautelativi; questo tipo di approccio, utilissimo in situazioni di emergenza, va comunque impiegato con le dovute cautele, tenendo sempre conto dei limiti di schematizzazione dell’evento e del contesto, e delle semplificazioni che è necessario apportare per potere in breve tempo elaborare la stima. In caso di un evento accidentale, quale ad esempio un incendio che coinvolga materiali contenenti radionuclidi, la valutazione dei livelli di dose ai quali può essere esposta la popolazione prende in considerazione le diverse vie di contaminazione, che vanno dall'esposizione diretta all'ingestione, dalla contaminazione della pelle e del vestiario all'inalazione, ecc. Nel caso di un incendio, la via di esposizione che appare di maggiore rilevanza è senz'altro legata all'inalazione delle sostanze disperse in aria, la quale dipende dalla concentrazione delle sostanze radioattive nei fumi dell'incendio, dalle particolari sostanze radioattive coinvolte, dalla durata dell'esposizione ai fumi della popolazione. Nel seguito viene illustrato il modello semplificato che si può utilizzare per ottenere una prima stima della dose dovuta alle due vie di esposizione più significative che sono in genere individuabili nell’inalazione dei fumi (Einh) e nella immersione all'interno della nube dei fumi con conseguente esposizione per irraggiamento diretto (Eext).

PROCEDURA DI STIMA DELLA CONCENTRAZIONE IN ARIA DEI RADIONUCLIDI, DELLA DOSE MASSIMA INALABILE E DI QUELLA DIRETTA DOVUTA ALL'IMMERSIONE NEI FUMI

In termini molto semplificati (che per numerosi aspetti contengono assunzioni di notevole cautela), la stima della dose dovuta all'inalazione dei fumi può essere effettuata seguendo la procedura E5 (“Inhalation” pag. 105) in [IAEA 2000] che viene di seguito riassunta. Considerando un dato radionuclide, la dose dovuta all'inalazione viene stimata come:

32 [IAEA 2000] “Generic procedures for assessment and response during a radiological emergency”, IAEA-TECDOC-1162, IAEA 2000.

Einh in mSv

in kBq/m³ CF2 in (mSv/h)/(kBq/m³)

Te in h in cui

è la dose efficace assunta per inalazione nell'intervallo di tempo dovuta al radionuclide considerato, è la concentrazione media in aria del radionuclide nell'intervallo di tempo, è un fattore di conversione riportato in Tab. E6 pag. 107-108 [IAEA 2000], relativo ai diversi radionuclidi e ad un rateo di respirazione di 1.5 m³/h,

è la durata dell'esposizione.

Per la stima della concentrazione viene utilizzata l'espressione:

con

Q in kBq/s u in m/s

DFm in m-2 è il rateo di rilascio del radionuclide considerato, assunto costante nell'intervallo di tempo, è la velocità media del vento nell'intervallo di tempo, è il fattore di diluizione (riportato al variare della classe di stabilità atmosferica in Tab. E8 pag. 111 per distanze a partire da circa 500 m dall'emissione, oppure da valutare graficamente dalla Fig. E1 pag. 112 per distanze considerevolmente inferiori [IAEA 2000]).

La valutazione del rateo emissivo dei radionuclidi viene effettuata con l'espressione:

In cui

A in kBq

Tr in s è l'attività del radionuclide disponibile per l'incendio,

è la durata del rilascio,

FRF è il rapporto tra l'attività rilasciata e quella coinvolta nell'incendio, e varia con il particolare radionuclide e/o con la sua forma, ovvero se associato a sostanze volatili, liquide solide ecc. (i valori specifici sono riportati nelle Tab. E11 ed E12 pag. 113-114 [IAEA 2000]).

Per l'eventuale stima dell'attività A si rimanda a quanto contenuto nella procedura E8 (“Activity calculation” pag. 121) [IAEA 2000].

Nel complesso quindi la stima della dose si ottiene come

nella quale sono esplicitate in parentesi le unità di misura del risultato e dei principali dati di input.

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