Nikola Marković, Martin Hjellström, Mats Isaksson
Department of Radiation Physics at Institute of Clinical Sciences, Sahlgrenska Academy, University of Gothenburg, Sweden
UVOD
Sanacija kontaminiranog područja nakon nuklearne nesreće interdisciplinarni je projekt
pokrenut od strane Švedske agencije za izvanredne situacije (Myndigheten för samhällsskydd
och beredskap, MSB) s ciljem analize i revizije smjernica namijenjenih donositeljima odluka
u slučaju nuklearne nesreće. U projektu sudjeluje više švedskih sveučilišta, a pristup problemu je multidisciplinaran i uključuje znanstvenike iz područja nacionalne ekonomije, komunikacijskih znanosti te naravno fizike zračenja. Fokus projekta je na kasnijoj fazi nakon nuklearne nesreće. Odabir evakuacijske zone, metode i strategije dekontaminacije tla i hrane u svrhu smanjenja negativnih zdravstvenih utjecaja na stanovništvo promatraju se kao kombinacija tehničkih i financijskih čimbenika kroz analizu koristi i troškova uzevši u obzir komunikaciju s lokalnim stanovništvom. Odjel radijacijske fizike Sveučilišta u Göteborgu sudjeluje u projektu kroz istraživanje novih i razvoj postojećih metoda za mjerenje tjelesne radioaktivnosti.
Iskustvo Japana nakon nuklearne nesreće u Fukushimi pokazuje potrebu za velikim brojem mjerenja tjelesne radioaktivnosti u zahvaćenoj populaciji, s više od 150 000 mjerenih osoba [1]. Tjelesna radioaktivnost i odgovarajuća doza mogu biti procijenjeni koristeći se in-
situ gama spektrometrijskim mjerenjima i mjerenjima aktivnosti u hrani (uz korištenje raznih
populacijskih parametara, faktora transfera, doznih koeficijenata te iskustva mjerenja aktivnosti cijelog tijela iz dosadašnjih nuklearnih nesreća) [2] ali individualni rezultati varirat će unutar populacije ovisno o raznim lokalnim parametrima (životne i prehrambene navike i dr.), Slika 1. Iako je prosjek populacije ispod ograničenja doze, ako je zahvaćena populacija dovoljno velika, pojaviti će se određeni broj pojedinaca s dozama iznad dozvoljenog ograničenja. Postavlja se pitanje ima li svaki pojedinac pravo znati svoju unutarnju radioaktivnu kontaminaciju i pripadajuću dozu. Ako je odgovor pozitivan, javlja se potreba za velikim brojem mjerenja tjelesne radioaktivnosti.
Slika 1. Distribucija kumulativnih efektivnih doza tijekom 50 godina za odrasle
157
U radiološkim i nuklearnim izvanrednim situacijama nivoi aktivnosti koji odgovaraju limitima doza (za npr. 137Cs i 131I) prilično su visoki tako da odlučujući faktor pri odabiru metode mjerenja nije osjetljivost instrumenta nego dostupnost i maksimalni protok. U tom slučaju nisu potrebni brojači aktivnosti cijeloga tijela velike osjetljivosti koji mogu detektirati vrlo niske aktivnosti već se mogu koristiti i medicinske gama kamere [3-4].
Pristup brojačima cijeloga tijela u Švedskoj je limitiran, aktivno je ~15 uređaja od kojih 8 pripada nuklearnim postrojenjima ili vojsci što dodatno otežava pristup civilnoj populaciji (Slika 2). Broj gama kamera u švedskim bolnicama veći je od 70, koriste se na dnevnoj bazi tako da je dostupno i trenirano osoblje. Korištenje gama kamera u trijaži nakon nuklearne nesreće osigurava dobru geografsku pokrivenost i veliki protok kandidata za mjerenje. Preciznost mjerenja u slučaju nesreće također nije ključan parametar, rezultati s relativnom nepouzdanosti do 50% sasvim su prihvatljivi. Mali broj pojedinaca s aktivnostima koje su blizu ili iznad ograničenja, kao i oni odabrani za daljnje studije (u svrhu npr. identifikacije neočekivanih puteva unosa radioaktivnosti i posebno osjetljivih skupina), nastavljaju se pratiti preciznijim i osjetljivijim metodama (brojači cijeloga tijela ili analize bioloških uzoraka).
Slika 2. Mapa pokazuje broj i lokacije gama kamera u švedskim bolnicama (lijevo) te brojača
cijeloga tijela (desno). Također su prikazane lokacije nuklearnih elektrana zajedno s brojem aktivnih reaktora.
158 ZAKLJUČAK
Napravljen je popis gama kamera u švedskim bolnicama i lista kontakata njihovih operatera. Identificirani su najčešći modeli te se radi na njihovoj adaptaciji za korištenje pri mjerenju tjelesne radioaktivnosti. Istražuje se pristup pri kojem je potrebno najmanje preinaka kako bi se postigle zadovoljavajuće performanse, a kako bi se izbjeglo dodatno opterećivanje bolničkog osoblja i smanjila ili potpuno izbjegla potreba za dodatnim edukacijama ili treninzima. Razviti će se kompjuterski modeli za najčešće korištene gama kamere, nastavljajući dosadašnja istraživanja u razvoju kompjuterskih Monte Carlo modela za brojače cijeloga tijela [5] na Sveučilištu u Göteborgu. Potrebno je odrediti parametre mjerenja (trajanje akvizicije, micanje kolimatora, i dr.) za svaki pojedini tip uređaja kako bi se postigla željena osjetljivost [6-7]. Validacija će se provesti mjerenjem na radioaktivnim fantomima i usporedbom s brojačima cijeloga tijela. Sveučilišna bolnica Sahlgrenska u Göteborgu raspolaže s dva brojača aktivnosti cijeloga tijela koja mogu mjeriti niske razine aktivnosti. Sistemi su smješteni u podzemnom laboratoriju u čeličnoj komori niske aktivnosti, jedan sistem se sastoji od dva NaI(Tl) detektora (5'' × 4''), dok drugi sadrži dva velika plastična scintilacijska detektora (91,5 × 76,0 × 25,4 cm3 svaki).
Krajnji cilj projekta je donošenja smjernica za korištenje gama kamera kao trijažnih instrumenata.
Zahvala
Projekt se izvodi uz financijsku potporu Švedske agencije za nuklearnu sigurnost (SSM) i Švedske agencije za izvanredne situacije (MSB).
LITERATURA
[1] Miyazaki M, Ohtsuru A, Ishikawa T. An overview of internal dose estimation using whole-body counters in Fukushima Prefecture. Fukushima J Med Sci 2013;60/1:95-100. [2] Isaksson M, Tondel M, Wålinder R, Rääf C. Modelling the effective dose to a
population from fallout after a nuclear power plant accident – a scenario based study. In preparation, 2019.
[3] Wallström E, Alpsten M, Mattsson S. A gamma camera for measurements of internal contamination after a radiological accident. J Radiol Prot 1999;19/2:143-154.
[4] Medvedec M, Dodig D. Use of uncollimated gamma camera for emergency whole-body counting. In 4th International Conference in Countries with Small and Medium
Electricity Grids, 2002, pp. 1–3.
[5] Nilsson J, Cuplov V, Isaksson M. Identifying key surface parameters for optical photon transport in GEANT4/GATE simulations. Appl Radiat Isotop 2015;103:15-24.
[6] Dantas BM et al. A protocol for the calibration of gamma cameras to estimate internal contamination in emergency situations. Radiat Prot Dosim 2007;127/1-4:253-257. [7] Scuffham JW, Yip-Braidley M, Shutt AL, Hinton PJ, Nisbet A, Bradley DA. Adapting
clinical gamma cameras for body monitoring in the event of a large-scale radiological incident. J Radiol Prot 2016;36/2:363-381.
159