RAPID MAPPING per l'Analisi e la Gestione del Rischio Radiologico generato da Sorgenti Orfane.

Abstract Il presente lavoro affronta la problematica l’analisi delle sorgenti orfane, in particolare affronta le problematiche di radioprotezione nel caso di ritrovamento e a proposito dei diversi aspetti della sicurezza: • La sicurezza degli operatori; • La sicurezza della popolazione esposta; • L'individuazione delle aree di attenzione radiologica, per la messa in sicurezza dell’area e la programmazione dei modi e dei tempi di intervento. Questi punti rappresentano altresì le domande principali alle quali devono rispondere le persone preposte a decidere sulla messa in sicurezza della sorgente. Nello studio affrontato, dopo aver definito le sorgenti orfane, si presentano alcuni ritrovamenti, e si esaminano i parametri radiometrici fondamentali. In particolare l’obiettivo è di sviluppare un software che avendo come dati di input l'intensità di dose, misurata a una certa distanza dalla sorgente, e un supporto hardware con accesso al web, permette di eseguire una georeferenziazione sulle mappe disponibili in rete. Così facendo, la gestione dell’emergenza radiologica da parte degli operatori e in particolare delle persone che devono decidere l’evacuazione o la chiusura delle zone intorno alla sorgente orfana, è notevolmente più organica e di facile attuazione. Gli autori presenteranno l’analisi delle problematiche, la dinamica di sviluppo del software ed i risultati ottenuti. 1. Le sorgenti radioattive : alcuni incidenti Le sorgenti radioattive sono usate in tutto il mondo per numerose applicazioni, in particolare nell'industria, nella medicina e nella ricerca. I rischi collegati a tale utilizzo variano considerevolmente in funzione delle loro caratteristiche: attività, radionuclidi contenuti, modo di fabbricazione e altro. (IAEA-TECDOC-1388 , 2004) In caso di utilizzo convenzionale i rischi associati sono normalmente ben noti e le relative attività sono generalmente normate. Diverse sono, ovviamente, le problematiche concernenti sorgenti, cosiddette “orfane”, che, per vari motivi, non sono sotto controllo. Tali sorgenti potrebbero essere ritrovate da persone (lavoratori o cittadini) ignare della loro natura e dei possibili rischi, che possono consistere anche in gravi lesioni da radiazioni che possono addirittura avere esito fatale. Le sorgenti sigillate possono inoltre presentare particolari rischi a causa delle ridotte dimensioni, spesso inferiori a quelle di una penna, che non ne permettono una facile individuazione. Piuttosto frequente è il caso di sorgenti che, contenute in involucro di metallo, sono state raccolte da rottamatori e portate in impianti siderurgici dove, a volte, sono state fuse con conseguenti problemi di contaminazione. Le conseguenze sanitarie ed economiche di eventuali incidenti in cui siano coinvolte sorgenti di radiazioni non adeguatamente controllate possono essere particolarmente gravi. La relazione predisposta nel 1993 dal Comitato scientifico delle Nazioni Unite sugli effetti delle radiazioni atomiche (UNSCEAR) e altre pubblicazioni più recenti riferiscono di numerosi incidenti indicativi: • Nel 1987 a Goiania, in Brasile, una sorgente di cesio-137 utilizzata per la tele-terapia è stata estratta dalla capsula che la conteneva ed è stata distrutta. A causa delle esposizioni alle radiazioni 54 persone sono state ricoverate in ospedale e 4 di esse sono morte. L'incidente ha inoltre provocato un'estesa contaminazione ambientale; • Nel 1992 in Cina un uomo ha trovato una sorgente di cobalto-60 che era stata smarrita. Tre membri della sua famiglia sono morti a causa della sovraesposizione; • Nel 1997 in Georgia, dopo che numerose guardie di frontiera si erano ammalate, con i sintomi tipici da esposizione a radiazioni, in una base militare un tempo appartenuta all'esercito sovietico è stato ritrovato un gruppo di sorgenti radioattive abbandonate. • Nel 1998 a Istanbul, Turchia, sono state vendute come rottami metallici due sorgenti di cobalto-60 nei loro contenitori da trasporto. Dieci persone hanno dovuto sottoporsi a cure contro la sindrome acuta da radiazioni. Vari mesi dopo la scoperta del caso una delle due sorgenti non era ancora stata ritrovata; • Nel 1999 in Perù una sorgente di iridio-192 destinata allo svolgimento di prove non distruttive sui materiali è stata lasciata incustodita. Un lavoratore che, ignaro del pericolo, aveva raccolto la sorgente mettendola in tasca ha subito gravi lesioni ed è dovuto essere sottoposto a tecniche di trattamento altamente specializzate in Francia. Nell'Unione Europea non sono avvenuti incidenti con analoghe gravi conseguenze per la popolazione, anche se tal eventualità non può essere del tutto esclusa. Tra gli incidenti avvenuti in Europa si ricorda quello per cui nel maggio 1998 una sorgente di cesio-137 è stata accidentalmente fusa in un impianto siderurgico spagnolo. Una parte consistente dell'attività è stata emessa nell'atmosfera, mentre la parte rimanente è stata trattenuta dal sistema di raccolta delle polveri, contaminando in tal modo 270 tonnellate di acciaio. Su circa 400 persone sottoposte al monitoraggio della contaminazione interna, sei presentavano livelli rilevabili di contaminazione da cesio. Per fortuna, le dosi risultanti dall'esposizione non destavano preoccupazioni dal punto di vista radiologico. Le conseguenze economiche dell'incidente, compresa la sospensione delle attività dell'impianto, le operazioni di decontaminazione e la gestione delle scorie radioattive prodotte sono state stimate nell'ordine di 26 milioni di euro. Non è stato possibile accertare se la sorgente provenisse dall'Unione europea o fosse stata importata insieme con una partita di rottami metallici. Un incidente che non ha provocato danni a persone ma che ha richiesto un anno di tempo di impegno per la messa in sicurezza della sorgente interessata è avvenuto in Italia nel 2010. Il 14 luglio 2010 dei container sono stati sbarcati presso il porto di Genova da una nave proveniente da Ajeman, città degli Emirati Arabi, dopo aver effettuato altre due tappe, a Jedda in Arabia e Gioia Tauro. Del carico faceva parte un container contenente rame che ai controlli è risultato includere materiale radioattivo. Il container è stato posizionato presso un molo rimasto isolato per circa un anno, tempo risultato necessario per le operazioni di messa in sicurezza del sito, studio, approntamento ed applicazione di mezzi con controllo remoto per l’apertura del container, individuazione della sorgente tra i rottami di rame ed il suo inserimento in idoneo collo per il successivo trasporto in apposito sito. La sorgente orfana è risultata essere una barretta cilindrica di Co-60, lunga intorno a 20 cm, con attività di circa 450 GBq. Secondo lo studio della Commissione Europea nell'UE ogni anno una settantina di sorgenti sfuggono ai controlli delle autorità. 2. Le principali grandezze dosimetriche Le principali grandezze radiologiche, e in particolare quelle utili per il presente lavoro, sono comunemente distinte in: - Grandezze di sorgente: Attività, Costante gamma; - Grandezze di campo: Esposizione, Kerma; - Grandezze di dose: Dose assorbita; Dose Equivalente; Dose Efficace. Tra queste grandezze vi è una diretta relazione, per cui dalla conoscenza di alcuni dati è possibile ricavarne altri: Sorgente  Campo  Dose E’ disponibile strumentazione idonea per rilevare la presenza di radiazioni, per compiere misurazioni di campo, di dose, e, se non noto, per individuare il tipo di radionuclide. (Cazzoli S., Rossi E. et al. , 2001) Nel caso di intervento con presenza di sorgente orfana, verosimilmente si ha a che fare con una sorgente con caratteristiche non note. L’esposizione esterna di un operatore può essere limitata osservando le seguenti regole: 1) Riducendo il tempo di irradiazione: il valore della dose aumenta, infatti, linearmente con l’intensità della radiazione e con il tempo (Figura 1.) Figura 1: Aumento della dose in funzione del tempo L’intervento deve quindi essere pianificato con attenzione al fine di ridurre al minimo, per quanto possibile, i tempi d’intervento. In ogni caso comunque non devono essere superati i valori di dose stabiliti dalla legge. (ICRP Publication 72. , 1996) Sono definite tre grandezze di dose: la dose assorbita (D), la dose equivalente (H) e la dose efficace (E). Le dosi equivalente ed efficace mettono in relazione la quantità di radiazione ricevuta da una persona con il conseguente danno biologico, e per questo sono dette grandezze di radioprotezione. (IAEA TECDOC-1162. , 2000)Ai fini di una pianificazione di intervento con sorgente sigillata (Angus et al. , 2000), quindi in assenza di rischio di contaminazione, la grandezza di interesse è la dose efficace (E). 2) Aumentando la distanza dalla sorgente della radiazione ionizzante. A una generica distanza d dalla sorgente, il valore del campo, in termini di intensità di esposizione, è inversamente proporzionale al quadrato della distanza e direttamente proporzionale all’attività, ed è espresso dall’equazione [1]: [1] Dove: • Ix = intensità dell’esposizione [C/(Kg*h)], • Г = costante specifica gamma, caratteristica di ciascun radionuclide, in [(C*m2) / (Kg*h*Bq)], • A = attività della sorgente [Bq], • d = distanza dalla sorgente [m]. L’andamento dell’intensità in funzione della distanza è riportato nella Figura 2 Figura 2 : Andamento dell’Intensità di esposizione in funzione della distanza E’ evidente come sia importante organizzare le operazioni di soccorso tenendosi alla maggiore distanza possibile dalla sorgente. Dalla conoscenza del campo, nel caso di esposizione a tutto il corpo con le sole radiazioni , caso in esame in questo lavoro, è poi possibile il calcolo dei valori delle dosi assumibili. 3) impiegando uno schermo che riduca sensibilmente l’intensità del fascio di radiazioni. Le radiazioni, propagandosi nello spazio, interagiscono con la materia che incontrano provocando nel loro passaggio una ionizzazione che può essere diretta, per le alfa e le beta, o indiretta per le radiazioni gamma e i neutroni (UNI 10897, 2001). L’interazione tra radiazioni e materia, e la conseguente diversa capacità di penetrazione, sono funzione del tipo di radiazione, della sua energia e delle caratteristiche del materiale attraversato. 3. Procedure di intervento con sorgente radioattiva sigillata In un intervento con presenza di sorgente radioattiva sigillata, nell’immediato vi è l’esigenza di delimitare un’area oltre la quale deve essere tenuta la popolazione. Tale area deve avere dimensioni non inferiori a quelle della cosiddetta “zona di attenzione”, così da garantire che al suo esterno non sia superato il valore limite di legge di 1 mSv di dose efficace. La zona di attenzione è quella per cui con una permanenza al suo confine per un tempo pari al tempo d’intervento si assume una dose efficace di 1 mSv. La determinazione dell’ampiezza della zona di attenzione può essere compiuta analiticamente con i dati della sorgente, se noti, o a seguito di misure d’intensità di campo o di dose. Nel secondo caso, con la conoscenza del valore dell’intensità di dose e della relativa distanza s’individua in modo univoco la curva intensità-distanza e pertanto è possibile pianificare l’intervento. E’ consigliabile eseguire più calcoli con più misurazioni a varie distanze per “ammortizzare” errori di misura. La formula [1], può essere scritta anche in funzione della dose, con utilizzo del relativo valore di Г (che comunque come vedremo di seguito non è poi presente nella formula che sarà applicata ai nostri scopi). Ipotizziamo di operare con uno strumento che ci fornisca il valore dell’intensità di dose efficace. Ad una distanza d1 misuriamo un valore di intensità di dose efficace IE1 . Il valore di IE1 rispetto ai valori (sconosciuti) dell’attività A e della costante Г è [2]: [2] Alla generica distanza d2, il valore dell’intensità è espresso da [3]: [3] ricavando, ed eguagliando, il valore del prodotto Г x A dalle due espressioni si ricava l’intensità di dose efficace IE2 alla distanza generica d2 [4]: [4] Da questa formula, fissando i valori di intensità di efficace di progetto per l’intervento è possibile ricavare le relative distanze, in particolare l’ampiezza della zona d’attenzione. 4. Un programma geo-referenziato per aumentare la security nelle operazioni di salvataggio Dall’analisi effettuata emerge chiaramente che il compito primario del soccorritore è di tutelare la popolazione dai rischi, derivanti dall’esposizione alle radiazioni ionizzanti e quindi delimitare con prontezza la cosiddetta area di attenzione (operando nella maggiore sicurezza per se stesso) (A.Malizia et all, 2012). E’ possibile individuare, in maniera analitica, le dimensioni di tale area con celerità, e di eseguire calcoli sulle dosi assumibili da chi permane nell’area irradiata. Uno dei problemi che si possono porre nell’immediato è quello dell’eventuale evacuazione di edifici o la chiusura di strade interessate dall’irraggiamento. Si hanno quindi due necessità: individuare sul posto l’area effettivamente interessata e valutare la possibilità di spostare la sorgente di una distanza sufficiente ad evitare almeno l’evacuazione di edifici particolari, quali ad esempio strutture ospedaliere o permettere la riapertura di vie di comunicazione importanti. Tale compito si ritiene possa essere facilitato da una georeferenziazione dei risultati di calcolo. Per questa ragione gli autori hanno realizzato un software (interfacciato con GEOMEDIA) per il caso di sorgente sconosciuta applicando le formule in precedenza illustrate, assumendo come ipotesi semplificativa che la sorgente sia puntiforme. Nella prima maschera del programma, “calcoli”, possono essere digitati i valori dell’intensità misurata in Sv/h, della distanza alla quale è stata eseguita la misurazione e del tempo stimato di intervento. L’inserimento di tale condizioni a contorno fa sì che il software possa calcolare i valori dell’ampiezza dell’area di attenzione per la popolazione, della distanza d’intervento e la distanza d’intervento per squadre speciali, e la distanza di attenzione per la popolazione nell’ipotesi di non rimozione (almeno in tempi brevi) della sorgente, convenzionalmente individuata per tempo di permanenza di 365 giorni. Si passa quindi alla seconda maschera, dove è presente una mappa del pianeta in formato stradale o aerale. La visualizzazione delle varie aree di attenzione si può avere dopo aver individuato sulla mappa il punto in cui è ritrovata la sorgente oppure inserendo le coordinate di latitudine e longitudine. Nella Figura 3 è stata simulata la presenza di una sorgente con area di attenzione interessante il Policlinico di Tor Vergata. Il software dà immediatamente una mappa dell’area di evacuazione. Sono visibili quattro aree individuate da quattro circonferenze. La più grande rappresenta l’area di attenzione per la popolazione nell’ipotesi di non rimozione, poi vi sono l’area di attenzione per uno stabilito tempo di intervento e le aree di attenzione per le squadre di intervento ordinarie e speciali. Figura 3: Case study – Applicazione software presso Università di Tor Vergata Il codice sviluppato è un’applicazione web realizzata con Silverlight. Silverlight è una tecnologia Microsoft che permette di implementare applicazioni RIA (Rich Internet Application). Il linguaggio di programmazione usato è il C# (C sharp). Per quanto riguarda la mappa, è stato usato il controllo Silverlight per Bing Map, componente sviluppato da Microsoft. Il controllo Bing Map offre delle funzioni che permettono, dando in input le coordinate, di disegnare nella mappa. Tale software è stato interfacciato con le soluzioni geo-spaziali per i Centri Operativi di Emergenza (Emergency Operations Centers-EOC) che sono addetti a coordinare diversi enti di risposta preposti agli interventi in caso di disastro o emergenza. Un EOC è dotato di un elevato numero di funzioni per la gestione della crisi ma anche per le operazioni di intervento routinarie consentendo un valido supporto anche a test e prove. Le principali performance di un EOC sono basate su: • Raccolta dati e informazioni; • Elaborazione dati e informazioni; • Accesso alle informazioni; • Diffusione delle informazioni; • Gestione e coordinamento delle attività inter-agenzia; • Implementazione di piani di comando e controllo in base alle risorse assegnate. Intergraph ha sviluppato un tool di Incident Command : I2RMS (Incident & Resource Management System) (Figure 4) Figure 4: I2RMS COP 2D Questo tool, cuore di un EOC, è un sistema leggero che consente di visualizzare e gestire risorse in caso di emergenza. Il sistema I2RMS integra diverse componenti chiave: • Comunicazione wireless; • Software geo-spaziale; • Tool per il tracking della posizione Tutte queste caratteristiche, unite alla capacità di interfacciarsi con il sistema per la georeferenziazione dei dati radiologici, consentono di ottimizzare la gestione dell’emergenza. Il sistema è in grado di trovare e gestire risorse multiple utilizzando: • Tecniche di identificazione radio (Radio Frequency Identification – RFID) • GPS • Sistema di tracciamento veicoli (Automatic Vehicle Location – AVL) • Mappe geospaziali in 2D e 3D. Questa soluzione è stata sviluppata per pubblicare in automatico mappe su internet al fine di integrare i dati radiologici e quelli geo-spaziali al fine di consentire la gestione delle risorse per affrontare l’emergenza e provvedere al ripristino della normalità. 5. Conclusioni Le sorgenti orfane costituiscono un potenziale pericolo per la popolazione. In caso di loro rinvenimento è importante, per poter prendere le necessarie misure di radioprotezione, quali l’evacuazione o la chiusura delle zone adiacenti, individuare con celerità le aree interessate dal rischio radiologico. L’utilizzo di un software georeferenziato rende di più semplice attuazione tale compito. É infatti evidente come un simile strumento, fornendo una visione d’insieme dello scenario ed in particolare delle aree interessate, può facilitare ai soccorritori, muniti di un palmare con accesso al web, le valutazioni per l’intervento. Anche l’individuazione di una diversa area in cui collocare in sicurezza, temporaneamente, la sorgente, risulta relativamente semplice e con possibilità di immediata verifica tramite il software. Il programma può anche essere un utile ausilio per le ditte che si occupano di trasporto di sorgenti radioattive, con la possibilità di verificare, per il percorso previsto, le aree potenzialmente interessate a seguito di incidente con esposizione della sorgente. Il programma, infine, può essere potenziato con una maschera per il caso di sorgente nota, per la quale sia conosciuto oltre al tipo di radionuclide il valore dell’attività, nonché con l’inserimento di altri campi per la valutazione di ulteriori elementi quali i valori delle dosi assunte da chi stazione all’interno del campo di radiazioni. Bibliografia IAEA-TECDOC-1388 (2004) - Strengthening control over radioactive sources in authorized use and regaining control over orphan sources Cazzoli S., Rossi E. et al. (2001). Guida alla stesura della relazione sulle esposizioni potenziali (art. 115-ter). Notiziario dell’Esperto Qualificato n. 60, pag. 39 ICRP Publication 72. (1996) Age – Dependent Doses to Members of the Public from Intake of radionuclides: Part 5 Compilation of Ingestion and Inhalation Dose Coefficients, Annals of ICRP Angus et al. (2000), Management and disposal of disused sealed radioactive sources in the European Union, EUR 1886, 2000 IAEA TECDOC-1162. (2000). Generic procedures for Assessment and response during radiological Emergency UNI 10897 (2001) - “Carichi di rottami metallici - Rilevazione di radionuclidi con X e gamma” A.Malizia, I.Lupelli, F. D’Amico, A. Sassolini, A. Fiduccia, A. M. Quarta, R. Fiorito, A. Gucciardino, M. Richetta, C. Bellecci & P. Gaudio (2012) “Comparison of Software for Rescue Operation Planning During an Accident in a Nuclear Power Plant”, Defence S&T Technical Bulletin, Bulletin Technical S&T Pertahanan, Vol.3, No.Bil. 1, Year 2012, ISSN 1985-6571, pag. 36-45.