Mese: Ottobre 2015

Il testo che segue, pur essendo molto tecnico, permette di colmare una carenza di informazioni riguardo alla radioattività, aspetto della radiazione naturale che è poco curato nelle comunicazioni di Bioarchitettura e Geobiologia. Leggendolo ci si può fare un’idea – scientificamente sostenuta – del tipo di emissioni causate dai materiali edili, sostegno teorico di una eventuale misurazione con un Geiger da parte dell’esperto.
Alcuni link che possono essere utili per una informazione di base sulla radioattività sono i seguenti:
https://www.arpa.umbria.it/resources/documenti/radiazioni_ionizzanti/Calandra.pdf – per i materiali edili
http://utenti.romascuola.net/smsanguillara/ricerche.htm
http://radiosurplus.it/pdf/Radioattivita.pdf – sulla nocività della radioattività
https://www.naz.ch/it/aktuell/messwerte.html – fonte svizzera

Inseriamo anche alcune immagini esplicative (fonte internet):

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

autore: dr. Ing. Silvano Cazzoli,  Presidente ANPEQ

Sommario

La radioattività delle famiglie naturali contenute nei materiali da costruzione è responsabile in certa misura nell’equivalente di dose riferibile al fondo naturale delle radiazioni. Tale radioattività dà luogo a due contributi di dose: la dose gamma esterna e la dose alfa interna legata alla emanazione e all’accumulo del radon nonché ad un contributo dovuto all’inalazione di polveri nelle quali le concentrazioni dei capostipiti naturali sono alte.
Prima di procedere ad effettuare delle misure è stata determinata mediante l’uso di un modello di calcolo la correlazione fra attività specifica e dose (alfa e gamma). Questa analisi ha permesso di concludere che, per la maggioranza dei materiali da costruzione, il contributo dovuto alla dose alfa è assai limitato; inoltre è risultato che il contributo alla dose gamma della famiglia dell’U-238 è dovuto sostanzialmente ai radionuclidi che si trovano a valle del Rn-222. Tali risultati sono stati utili ai fini di selezionare i radionuclidi oggetto delle misure.
Il metodo descritto in questo lavoro permette di misurare la radioattività naturale nei terreni e nei materiali da costruzione con l’uso di un analizzatore multicanale accoppiato ad un rivelatore al germanio intrinseco; tale metodica è stata applicata in un’indagine sistematica su materiali per l’edilizia, nei quali sono stati determinati i valori di attività specifica relativi alle famiglie di U-238, U-235, Th-232 e al K-40.
Il suddetto metodo di misura presenta il vantaggio di essere relativamente rapido e semplice e di avere i necessari requisiti di precisione, potere risolutivo e sufficiente sensibilità.

1 Introduzione

Negli ultimi anni, il valore stimato dell’equivalente di dose efficace che viene assorbita mediamente dagli individui della popolazione a causa dell’esposizione alle sorgenti radioattive naturali è notevolmente aumentato.
Fino a pochi anni fa, infatti, tale dose veniva valutata dallo United Nations Scientific Committee on the Effect of Atomic Radiation (UNSCEAR) dell’ordine di 1 mSv/a; successivamente, stime più accurate hanno attribuito alla dose pro capite da radiazioni naturali il valore di 2 mSv/a (1), e più recentemente, di 3,3 mSv/a (2) (14).
Questi valori di dose sono comprensivi dei contributi derivanti dalla radiazione cosmica, dai radionuclidi cosmogenici e dai radionuclidi primordiali; l’UNSCEAR attribuisce, tuttavia, a questi ultimi un contributo di gran lunga preponderante rispetto agli altri (circa 2 mSv/a).
I radionuclidi primordiali appartengono, per la maggior parte, alle famiglie radioattive naturali, i cui capostipiti (Thorio-232, Uranio-238 e Uranio-235) sono presenti nella crosta terrestre in concentrazioni variabili, con valori medi dell’ordine di quelli riportati indicativamente nella tabella 1 (3).

TABELLA 1
Concentrazioni medie dei capostipiti delle famiglie radioattive naturali nella crosta terrestre (3)

Nuclide	Tempo di dimezzamento (miliardi di anni)	Concentrazione
		ppm	Bq/Kg
Th-232	14.1	8.5	34
U-235	0.7	0.02	1.5
U-238	4.5	2.7	33

Tra i radionuclidi primordiali che non appartengono a queste famiglie, quello che riveste maggiore importanza dal punto di vista radiologico è il K-40, il quale è contenuto nel potassio naturale con una concentrazione isotopica dello 0.0118 % ed è responsabile, secondo le stime UNSCEAR, di un contributo alla dose esterna pari a 0.15 mSv/a, oltre che di una dose interna valutata in 0.18 mSv/a (corrispondente a un “body burden” di circa 4 kBq).
Dal momento che tutti questi radionuclidi sono diffusi nella crosta terrestre, essi sono presenti anche nei materiali da costruzione, i quali, dunque, sono responsabili di una parte della dose da radiazioni naturali assorbita dalla popolazione. Indagini sulla radioattività dei materiali da costruzione più comunemente impiegati sono state effettuate in tutto il mondo; alcuni dati relativi all’Italia, che sono riassunti in tabella 2 (4), mettono in evidenza, in particolare, l’elevato contenuto di radioattività di alcuni materiali che sono largamente impiegati in tre regioni italiane (Lazio, Campania ed Umbria).

TABELLA 2
Concentrazioni di uranio, torio e potassio, in alcuni materiali da costruzione in Italia (Bq/kg) (4)

Materiale	Luogo di origine	K-40 (Potassio)	U-238 (Uranio)	Th-232 (Thorio)
Tufo Pozzolana	Lazio Campania Umbria	1900-2370 1950-2250 1468-1925	350-390 130-390 136-242	275-350 85-135 468-541
Pietra	Lazio Campania Umbria	4-68	1-38	—
Mattoni	Varie regioni	365-1060	28-81	40-148
Cemento	Varie regioni	4-780	10-100	10-240

nel decadimento dei radionuclidi naturali che essi contengono ed è dunque legata direttamente alla concentrazione di questi nel materiale. Un ulteriore contributo va messo in relazione all’accumulo negli ambienti chiusi degli isotopi del radon che da essi vengono emanati, ed in particolare al Rn-222, i cui figli a vita breve sono responsabili di una dose alfa interna. La sola conoscenza del livello di radioattività non è sufficiente a quantificare il valore di tale dose, dal momento che l’emanazione del Rn-222 è fortemente influenzata dalle caratteristiche fisiche del materiale.

Per analizzare il legame che esiste fra dose e concentrazione è stato impiegato un modello che permette di correlare la dose esterna ed interna con le attività specifiche dei radionuclidi naturali, contenuti nei materiali da costruzione. Le correlazioni sono state ottenute calcolando la dose ricevuta da un individuo che si trova al centro di una stanza standard, nell’ipotesi che le pareti, il pavimento ed il soffitto abbiano lo stesso spessore e la stessa composizione, anche riguardo ai radionuclidi presenti.

Le espressioni che si ottengono sono del tipo:  (1) (2)

dove (H_E)₁ in (mSv/a) è la dose gamma esterna dovuta ai radionuclidi appartenenti alle famiglie dell’uranio e del torio e al K-40, presenti nel materiale, rispettivamente, nelle concentrazioni C_U, C_Th e C_K (Bq/kg), mentre a, b e c sono coefficienti che dipendono, tra l’altro, dalla composizione e dallo spessore; (H_E)₂ (mSv/a) è la dose alfa interna dovuta al radon emesso dai materiali, e è il coefficiente di emanazione del Rn-222 e h e k sono coefficienti che dipendono, tra l’altro, dallo spessore, dalle caratteristiche morfologiche del materiale e dal tasso di ventilazione della stanza.

Nel caso di pareti di mattoni, le relazioni (1) e (2) permettono di ricavare gli andamenti di figura 1 (nell’ipotesi di C_U=C_Th e 350<C_K<1100 Bq/kg).

Figura 1 – Dose gamma e alfa dovuta ai materiali da costruzione.

L’esame dei risultati ottenuti con questo modello permette di ricavare alcune importanti considerazioni utili ai fini delle misure. In primo luogo si può affermare che l’equivalente di dose efficace dovuto al radon (H_E)₂ risulta per molti materiali assai limitato soprattutto a causa dei bassi valori che generalmente assume il coefficiente di emanazione (vedi tab.3).
In secondo luogo risulta evidente che il maggior contributo alla dose gamma è attribuibile ai radionuclidi delle famiglie radioattive naturali ed in particolare a quelli che si trovano a valle degli isotopi del radon. A titolo esemplificativo nella figura 2 sono riportati i tassi di emissione dei membri della famiglia dell’U-238 (in percentuale relativa al valore totale di energia gamma emessa pari a 1,757 in condizioni di equilibrio secolare).
Come si puo notare più del 97% di tale energia è attribuibile a due soli radionuclidi (Bi-214 e Pb-214).

Figura 2 – Valore in % del tasso di emissione di energia gamma da parte dei membri della famiglia dell’U-238 in equilibrio secolare

TABELLA 3
Valori di concentrazione di Ra-226, del tasso di emanazione e del coefficiente di emanazione del Rn-222, per alcuni materiali da costruzione (5)

NAZIONE	Materiale	Numero dei campioni	Ra-226 Bq/Kg	Tasso di emanazione (Bq/Kg s)	Coefficiente di emanazione
URSS	Calc. leggero Calc. compatto Mattoni rossi	18 19 12	66 141 50	0.32 0.41 0.16	0.035 0.021 0.017
UNGHERIA	Calcestruzzo Mattoni rossi	100 200	13 55	0.78 0.39	0.28 0.036
POLONIA	Ceneri volanti Scorie Fosforite Mattoni rossi	33 11 6 3	96 67 705 18	– – – –	0.0054 0.0070 0.20 0.023
DANIMARCA	Calcestruzzo Calc. (argille e solfati) Mattoni Pannelli gesso	4   1 2 1	–   – – –	0.47   44 0.017 0.023	–   – – –
NORVEGIA	Calcestruzzo Mattoni Argilla espansa	137 18 12	28 63 52	– – –	0.01-0.20 0.01 0.01-0.20
USA	Calcestruzzo Calcestruzzo (ceneri volanti) Mattoni rossi Gesso	106/21 1)   8 6 12	9-32   19 45 12	0.43-1.26   1.04 0.10 0.63	0.13-0.25   0.26 0.01 0.28

¹⁾ Tasso di emanazione del Rn-222 misurato per 106 campioni da 10 città; concentrazione del Ra-226 e coefficiente di emanazione misurati su 21 campioni da 7 città.

2 – Metodo di misura

A seguito dell’interesse dimostrato da parte di diverse realtà industriali ed amministrative dell’Emilia Romagna nei confronti delle misure di radioattività naturale nei materiali da costruzione, è stata effettuata una serie di misure mediante un metodo il più possibile rapido e semplice.
Le misure sono state eseguite presso il laboratorio misure radiometriche dell’ENEA del Centro Ricerche Energia del Brasimone (Bologna), con le metodiche normalmente utilizzate per misure su radioisotopi artificiali.
Alcuni risultati che sono stati ottenuti con questo metodo di misura si riferiscono a campioni selezionati in modo da essere rappresentativi delle materie prime, dei prodotti finiti e dei fanghi di scarico relativi alle principali produzioni ceramiche commerciali italiane. Sono state pure effettuate misure su campioni di sabbia, calcare, marna, cemento.
Per effettuare le misure, si è fatto ricorso ad un analizzatore multicanale dotato di un rivelatore al germanio intrinseco (IG).
Questa scelta è in linea con i metodi seguiti da altri autori per misure su materiali da costruzione (mattoni, cemento, sabbia, gesso, calcare, ecc.) – (4, 6, 7, 8, 9, 10, 11). Attualmente vi sono altri tipi di rivelatori che consentono una misura rapida e precisa di questi materiali.
L’impiego di questi rivelatori presenta alcuni aspetti che li rendono particolarmente adatti a questo tipo di misura. Infatti lo spettro dei gamma emessi dai materiali esaminati è estremamente complesso e presenta alcune situazioni di picchi molto vicini tra loro (vedi figura 3)., che possono essere discriminati solo se si utilizza un rivelatore ad alto potere risolutivo.

Figura 3 – Spettro di emissione gamma, tipico di un materiale da costruzione, utilizzando un rivelatore IG.

Il metodo impiegato permette di ottenere per i picchi ed i tempi di conteggio prescelti, valori riproducibili entro approssimazioni di qualche unità per cento. Le misure vengono di norma effettuate su campioni a bassa granulometria, ottenuti per macinazione di polveri e di prodotti cotti monolitici finiti. Sono state effettuate anche misure su materiali monolitici (piastrelle), allo scopo di evidenziare una eventuale differenza con quelle relative allo stesso materiale in polvere.
I campioni vengono contati all’interno di un becher di Marinelli della capacità di 1 litro, per periodi di 1-3 ore, per permettere il conteggio di un sufficiente numero di colpi, date le basse attività dei campioni.
La scelta dei picchi da contare tiene conto dell’esigenza che questi siano sufficientemente discriminati ed intensi ed inoltre siano significativi agli effetti radioprotezionistici, come più dettagliatamente esposto nel precedente paragrafo.
Seguendo questo criterio sono stati scelti il picco a 609.3 keV del Bi-214 e quello a 352.0 keV del Pb-214, per la famiglia dell’U-238 e il picco a 238.6 keV del Pb-212, per la famiglia del Th-232. Per il K-40, è stato effettuato il conteggio dei fotoni a 1460.7 keV. I risultati che così si ottengono permettono di ricavare le concentrazioni dei membri delle famiglie del U-238 e del Th-232, nell’ipotesi che essi siano tra loro in equilibrio secolare. Una tale ipotesi non è lecita per alcune rocce naturali, per le quali la bibliografia riporta situazioni di disequilibrio per la famiglia del U-238 (12): bisogna tuttavia sottolineare che il disequilibrio osservato riguarda i membri a monte del Ra-226, che, come già detto contribuiscono in misura non rilevante alla dose gamma attribuibile alla famiglia stessa.
Una situazione di disequilibrio della quale bisogna tener conto per i materiali da costruzione ed in particolare per i prodotti dell’industria ceramica è quella indotta dall’eventuale rilascio del radon dalle matrici solide in seguito ad operazioni di macinazione e/o di cottura ad alta temperatura.
A questo proposito, è utile ricordare che il tempo necessario a ristabilire una nuova situazione di equilibrio è dell’ordine di un mese.
Tale nuova situazione può riprodurre l’equilibrio secolare (che si riscontra frequentemente per i solidi a bassa superficie specifica) oppure mostrare valori di attività specifica differenti tra i membri a monte e a valle del Rn-222. Per questo motivo i campioni devono essere contati dopo un periodo di almeno un mese dalla macinazione.

3 – Applicazione del metodo

Il metodo descritto è stato applicato per soddifare alcune richieste specifiche riguardanti i seguenti materiali:

– materie prime per l’edilizia (sabbia, marna, calcari,argilla, feldspati, rocce naturali)

– materiali per l’edilizia (cementi, mattoni, laterizi, piastrelle ceramiche)

– fanghi di scarico dell’industria ceramica.

A titolo di esempio si riportano i risultati di una campagna di misura effettuata sui prodotti ceramici.
I risultati delle misure effettuate sono riassunti nella tabella 4. Come si può vedere i campioni di argilla non hanno rivelato un contenuto particolarmente elevato di radioattività naturale, ed i valori delle attività specifiche di U-238, Th-232 e K-40 che sono stati riscontrati per questi materiali sono in linea con quelli misurati per altri materiali da costruzione di uso comune in Italia (4).
Anche i livelli di radioattività dei feldspati sono risultati relativamente bassi. I fanghi di scarico mostrano, in alcuni casi, valori più elevati rispetto alle materie prime, specie quelli che contengono sensibili quantità di zirconio, messe in evidenza da analisi chimiche sui campioni secchi. Analogamente, i risultati delle misure eseguite sui campioni ottenuti da piastrelle ceramiche sono stati caratterizzati da una notevole uniformità, con l’eccezione dei campioni di gres porcellanato bianco, che hanno mostrato i valori di concentrazione del torio e dell’uranio più elevati.
Questa circostanza può essere correttamente interpretata se si pensa che il colore bianco viene ottenuto aggiungendo all’impasto quantità variabili di sabbie zirconifere (1-5 %).
Nei minerali zirconiferi, infatti, sono contenuti uranio e torio in concentrazioni elevate, variabili a seconda della provenienza del materiale stesso, ciò risulta confermato dai valori misurati in alcuni campioni di sabbie zirconifere riportati nell’ultima riga della tabella 4.

Tabella 4
Risultati delle misure (Bq/Kg)

CAMPIONE	U-238	Th-232	K-40
Argilla	26-30	38-51	658-919
Feldspati	54-58	63-73	422-1286
Fanghi	68-354	30-119	266-427
Piastrelle	27-247	42-72	544-997
Gres Porcellanato Bianco	118-209	40-89	528-1000
Sabbie zirconifere	2084-2334	858-880	–

4. Dose da inalazione di polveri ad alto contenuto di radioattivita naturale.

Come abbiamo visto nelle pagine precedenti oltre al contributo di dose da emanazione di Radon nei materiali da costruzione vi è anche un contributo alla dose ai lavoratori, forse molto più importante, dovuto alla inalazione di polveri provenienti dalla lavorazione di particolari materiali da costruzione.
L’industria ceramica, sia per la produzione di piastrelle che di sanitari, l’industria per la produzione dei refrattari ed altri, utilizzano quantità sempre crescenti di minerali ricchi di zirconio ed in particolar modo di sabbie zirconifere.
Il Decreto Legislativo 26 maggio 2000 n. 241 inserisce nel campo di applicazione della normativa di radioprotezione, al Capo III bis, le attività lavorative implicanti l’uso e lo stoccaggio di materiali abitualmente non considerati radioattivi, ma che contengono radionuclidi naturali e provocano un aumento significativo dell’esposizione dei lavoratori e, eventualmente di persone del pubblico.
Di seguito si indicano le modalità di valutazione rischi, nonché gli atti di competenza dell’esperto qualificato e del datore di lavoro per assicurare la sorveglianza fisica di radioprotezione nelle attività di detenzione, macinazione, uso di quantitativi considerevoli di sabbie che hanno un contenuto di radioattività naturale generalmente più alto di quello delle sabbie comuni.

4.1. Proprietà’ delle sabbie zirconifere

Il materiale in oggetto viene indicato nella terminologia tecnica e commerciale in vari modi. Le dizioni più ricorrenti sono quelle di “Sabbie Zirconifere” o ” Sabbia di Zirconio”. I materiali più pregiati, con poche impurezze, in genere di provenienza australiana, vengono anche indicati come “zircone concentrato”.
Detto materiale trasportato via mare e via terra , viene poi macinato con un procedimento a umido oppure a secco (mulini rotativi “MALWERKE” con corpi macinanti di allumina) al fine di ottenere una granulometria opportuna che ne consenta l’impiego come materiale di ricoprimento secondo le tecniche in uso nella produzione dei materiali da rivestimento ceramici, oppure fuso in forma di sabbia tal quale per ottenere i materiali refrattari.
Da un punto di vista strettamente mineralogico il materiale viene identificato come “zircone”. Esso é quindi un “silicato di zirconio” e dal punto di vista strutturistico appartiene al gruppo dei neosilicati, con tetraedri, SiO4 che costituiscono isole indipendenti equilibrate da ioni Zr4+.
In natura, isomorfe con lo zircone, ed in cristalli con lo stesso abito si trovano anche la Torite, ThSiO4 e la Uranotorite, (U,Th)SiO4 .
L’isomorfismo sopra menzionato é riscontrabile, seppure in piccola misura, anche nel materiale oggetto della presente relazione nel quale la sostituzione dello ione Zr4+ avviene oltre che ad opera dello ione Hf4+ anche ad opera degli ioni U4+ e Th4+ . Per questi ultimi mediamente, in peso (0,023% e 0,015%) rispettivamente.
I nuclei degli ioni U4+ e Th4+ sono costituiti, come è noto, da isotopi capostipiti delle cosiddette famiglie naturali dell’Uranio e del Torio che sono appunto radioattive.

4.2. L’Uranio naturale

L’uranio è l’elemento più pesante presente in natura con numero atomico 92. Si riportano di seguito le percentuali isotopiche e le attività specifiche dei principali isotopi naturali dell’uranio.

Tabella 5

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Nuclide                     % isotopica.                                     Attività specifica (MBq/g)

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U-234                         0,0055%                                            231,3

U-235                         0,7200%                                            0,08

U-238                         99,2745%                                          0,0125

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I principali stati di ossidazione dell’uranio sono 4+ e 6+; l’U(VI) tuttavia è presente non come ione idrato ma come UO2 2+
Come si vede dalla Tabella 1 il contenuto medio di U nella crosta terrestre è circa 3 ppm. L’uranio è un costituente essenziale di circa 100 minerali: i più importanti sono l’Uraninite (UO2) e la Pechblenda (ossidi misti da UO2 a U3O8)

4.3. CARATTERISTICHE RADIOATTIVE DELLE SABBIE.

Le caratteristiche delle sabbie in oggetto sono quelle di un minerale con concentrazioni specifiche delle famiglie radioattive dell’Uranio e del Torio più alte del normale.
Le misure spettrometriche effettuate riportano l’attività delle famiglie radioattive naturali.ed il contenuto in peso di Uranio-238, calcolato sulla base dell’attività specifica dell’U-238, generalmente inferiore a 4.000 Bq/kg che risulta pari a 0,2-0,3 g/kg.
Un parametro molto importante per il calcolo delle dose è la determinazione della grandezza delle polveri: le polveri comuni non sono pericolose perché difficilmente le sabbie comuni possono entrare nei fluidi corporei attraverso i polmoni; ciò è possibile solo per le sabbie di dimensioni molto piccole (attorno ai 10- 5 mm e più piccole ).

4.4. Dose da irraggiamento esterno.

La valutazione dell’incremento del rateo di equivalente di dose efficace da irraggiamento esterno gamma che eccede fondo ambiente viene effettuato sulla base delle misure dirette in vari punti dello stabilimento ed in particolare nei punti critici dell’impianto. Al valore misurato deve essere sottratto il valore del fondo ambiente da rilevarsi in aree lontane che non siano disturbate dalla presenza delle sabbie.
Valutazione di dose

Il recente Decreto Legislativo del 26 maggio 2000 n. 241 che recepisce la direttiva 96/29 in materia di protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti fissa nella Tabella IV.1 dell’Allegato IV i coefficienti di dose efficace impegnata per unità di introduzione per inalazione e per ingestione per i lavoratori.
Per l’inalazione la tabella contiene valori relativi a diversi tipi di assorbimento polmonare (F=fast, M=medium, e S=slow).
I valori riportati in tabella sono uguali agli ultimi valori aggiornati delle più recenti ICRP.

Tabella 6
Coefficienti di dose efficace impegnata per unità di introduzione per inalazione per i lavoratori espressa in Sv/Bq.

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238U                                                                                                232Th

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Silk                             All IV                                     Silk                             All. IV

238U   5,7 x 10-6       (9%)               5,7 x 10-6                   232Th 1,2 x 10-5       (20%)1,2 x 10-5

234Th 5,9 x 10-9       (0%)               5,9 x 10-9                   228Ra 1,2 x 10-5       (21%)1,7 x 10-6*

234Pa  5,8 x 10-10     (0%)               5,8 x 10-10                 228Ac 1,2 x 10-8       (0%) 1,2 x 10-8

234mPa2,4 x 10-12    (0%)               5,9 x 10-9                   228Th 3,2 x 10-5       (54%)3,2 x 10-5

234U   6,8 x 10-6       (11%)             6,8 x 10-6                   224Ra 2,8 x 10-6       (5%) 2,4 x 10-6

230Th 7,2 x 10-6       (11%)             7,2 x 10-6                   220Rn

226Ra 3,8 x 10-5       (58%)             2,2 x 10-6*                 216Po 3,7 x 10-12     (0%)

222Rn                            –                       –                            212Pb 1,6 x 10-7       (0%) 3,3 x 10-8*

218Po 3,1 x 10-9       (0%)                                                  212Bi  4,2 x 10-8       (0%) 3,9 x 10-8

214Pb 1,8 x 10-8       (0%)               4,8 x 10-9*                 208Tl  9,8 x 10-12     (0%)

214Bi  2,3 x 10-8       (0%)               2,1 x 10-8                  212Po 1,5 x 10-17     (0%)

244Po 6,2 x 10-15     (0%)                     –                                         –

210Pb 4,5 x 10-6       (7%)               1,1 x 10-6*                               –

210Bi  8,3 x 10-8       (0%)               6,0 x 10-8                                –

210Po 2,8 x 10-6       (4%)               2,2 x 10-6*                               –                             _______________________________________________________________________________

Totali  6,5 x 10-5       (100%)           2,5 x 10-5                               6,0 x 10-5       (100%)4,8 x 10-5
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* vengono evidenziati i valori con differenze consistenti.
Non vengono riportati i coefficienti per la famiglia dell’U-235 perché trascurabili ai fini del calcolo della dose.

5.  Calcolo della dose efficace impegnata da inalazione.

Per il calcolo della dose efficace impegnata da inalazione si deve porre attenzione sulle modalità corrette di valutazione della quantità introdotta nel corpo umano e poi nella scelta dei coefficienti di dose efficace impegnata per unità di introduzione per inalazione per i lavoratori contenuti nella Tabella IV.1 dell’Allegato IV al D. Lgs 241 del 26 maggio 2000.
Per il calcolo della introduzione si devono fare le seguenti ipotesi.
a) Il parametro respiratorio é fissato in 1,2 m3/h.
b) equilibrio secolare dei capostipiti delle famiglie del 238U, del 235U e del del 232Th con tutti i rispettivi discendenti.
c) conservazione dell’equilibrio secolare nel prodotto prima della macinazione e dopo la macinazione, escludendo quindi effetti di riduzione dell’attività o di concentrazione della stessa.

Per la determinazione dei coefficienti di dose efficace impegnata per unità di introduzione per inalazione per i lavoratori si devono fare le seguenti ipotesi:
d) i parametri della distribuzione granulometrica in attività sono gli stessi della distribuzione in massa.
e) comportamento di epurazione all’interno dell’apparato respiratorio paragonabile a quello dei composti di tipo S (Slow)
f) comportamento di tutti i radionuclidi figli delle varie catene come quello dei rispettivi capostipiti.

In questo modo, conoscendo l’attività nel prodotto dei capostipiti delle tre famiglie, si possono calcolare le dosi dovute al contributo di ciascun membro della famiglia.

6. CALCOLO PARAMETRIZZATO

Si propone ora un metodo semplificato per la determinazione della dose efficace impegnata sulla base di una determinazione di dose oraria efficace impegnata conseguente all’introduzione oraria di radionuclidi.
La dose oraria efficace impegnata sarà data dalla somma della dose esterna da irraggiamento diretto ( che viene determinata mediante misurazioni ambientali) più la dose efficace impegnata oraria da introduzione in un’ora dei capostipiti U-238 e Th-232 del materiale in esame.
Per la dose efficace oraria impegnata da inalazione.
Dalla Tabella 3 si possono calcolare i seguenti valori per le due famiglie espressi in mSv/h/(mg/mc)/(Bq/g), dove:
mSv/h = dose efficace oraria impegnata per inalazione;
mg/mc = polverosità dell’ambiente in cui opera il lavoratore:
Bq/g = attività specifica di ogni capostipite del materiale trattato.
Applicando i coefficienti di dose efficace impegnata di tabella 3 si trova:
H50,U-238 = 30 mSv/h/(mg/mc)/(Bq/mg);
H50, Th-232 = 58 mSv/h/(mg/mc)/(Bq/mg)