Este artigo descreve vários acidentes de radiação significativos, suas causas e as respostas a eles. Uma revisão dos eventos que antecederam, durante e após esses acidentes pode fornecer aos planejadores informações para evitar futuras ocorrências de tais acidentes e para melhorar uma resposta rápida e apropriada no caso de um acidente semelhante ocorrer novamente.

Morte por radiação aguda resultante de uma excursão crítica nuclear acidental em 30 de dezembro de 1958

Este relatório é digno de nota porque envolveu a maior dose acidental de radiação recebida por seres humanos (até o momento) e por causa do trabalho extremamente profissional e minucioso do caso. Isso representa um dos melhores, se não o melhor, documentado síndrome de radiação aguda descrições existentes (JOM 1961).

Às 4h35 do dia 30 de dezembro de 1958, ocorreu uma excursão crítica acidental resultando em lesão fatal por radiação a um funcionário (K) na usina de recuperação de plutônio do Laboratório Nacional de Los Alamos (Novo México, Estados Unidos).

A hora do acidente é importante porque seis outros trabalhadores estavam na mesma sala com K trinta minutos antes. A data do acidente é importante porque o fluxo normal de material físsil para dentro do sistema foi interrompido para o inventário físico de final de ano. Essa interrupção fez com que um procedimento rotineiro se tornasse não rotineiro e levou a uma “criticidade” acidental dos sólidos ricos em plutônio que foram acidentalmente introduzidos no sistema.

Resumo das estimativas da exposição à radiação de K

A melhor estimativa da exposição média total do corpo de K foi entre 39 e 49 Gy, dos quais cerca de 9 Gy foram devidos a nêutrons de fissão. Uma porção consideravelmente maior da dose foi administrada na metade superior do corpo do que na metade inferior. A Tabela 1 mostra uma estimativa da exposição à radiação de K.

Tabela 1. Estimativas da exposição à radiação de K

 

Curso clínico do paciente

Em retrospecto, o curso clínico do paciente K pode ser dividido em quatro períodos distintos. Esses períodos diferiram em duração, sintomas e resposta à terapia de suporte.

O primeiro período, com duração de 20 a 30 minutos, foi caracterizado por seu colapso físico imediato e incapacitação mental. Sua condição progrediu para semiconsciência e prostração severa.

O segundo período durou cerca de 1.5 horas e começou com sua chegada em maca ao pronto-socorro do hospital e terminou com sua transferência do pronto-socorro para a enfermaria para posterior terapia de suporte. Este intervalo foi caracterizado por um choque cardiovascular tão grave que a morte parecia iminente durante todo o tempo. Ele parecia estar sofrendo de fortes dores abdominais.

O terceiro período durou cerca de 28 horas e foi caracterizado por melhora subjetiva suficiente para encorajar tentativas contínuas de aliviar sua anóxia, hipotensão e insuficiência circulatória.

O quarto período começou com o início não anunciado de irritabilidade e antagonismo rapidamente crescentes, beirando a mania, seguidos de coma e morte em aproximadamente 2 horas. Todo o curso clínico durou 35 horas desde o momento da exposição à radiação até a morte.

As alterações clinicopatológicas mais dramáticas foram observadas nos sistemas hematopoiético e urinário. Não foram encontrados linfócitos no sangue circulante após a oitava hora, e houve paralisação urinária praticamente completa apesar da administração de grande quantidade de fluidos.

A temperatura retal de K variou entre 39.4 e 39.7°C nas primeiras 6 horas e depois caiu vertiginosamente ao normal, onde permaneceu durante toda a sua vida. Essa alta temperatura inicial e sua manutenção por 6 horas foram consideradas de acordo com sua suspeita de dose maciça de radiação. Seu prognóstico era grave.

De todas as várias determinações feitas durante o curso da doença, as alterações na contagem de glóbulos brancos foram consideradas o indicador de prognóstico mais simples e melhor de irradiação grave. O virtual desaparecimento de linfócitos da circulação periférica em 6 horas de exposição foi considerado um sinal grave.

Dezesseis diferentes agentes terapêuticos foram empregados no tratamento sintomático de K durante um período de cerca de 30 horas. Apesar disso e da contínua administração de oxigênio, seus batimentos cardíacos tornaram-se muito distantes, lentos e irregulares cerca de 32 horas após a irradiação. Seu coração então ficou progressivamente mais fraco e parou repentinamente 34 horas e 45 minutos após a irradiação.

Acidente nº 1 do Reator Windscale de 9 a 12 de outubro de 1957

O reator Windscale nº 1 era um reator de produção de plutônio alimentado por urânio natural moderado a grafite e resfriado a ar. O núcleo foi parcialmente destruído por um incêndio em 15 de outubro de 1957. Este incêndio resultou em uma liberação de aproximadamente 0.74 PBq (10⁺¹⁵ Bq) de iodo-131 (¹³¹I) para o ambiente a favor do vento.

De acordo com um relatório de informações sobre acidentes da Comissão de Energia Atômica dos EUA sobre o incidente Windscale, o acidente foi causado por erros de julgamento do operador em relação aos dados do termopar e foi agravado pelo manuseio incorreto do reator que permitiu que a temperatura do grafite aumentasse muito rapidamente. Também contribuiu o fato de que os termopares de temperatura do combustível estavam localizados na parte mais quente do reator (ou seja, onde ocorreram as maiores taxas de dosagem) durante as operações normais, em vez de nas partes do reator que eram mais quentes durante uma liberação anormal. Uma segunda deficiência do equipamento era o medidor de potência do reator, que foi calibrado para operações normais e lido baixo durante o recozimento. Como resultado do segundo ciclo de aquecimento, a temperatura do grafite aumentou em 9 de outubro, especialmente na parte frontal inferior do reator, onde alguns revestimentos falharam devido ao rápido aumento de temperatura anterior. Embora houvesse uma série de pequenas liberações de iodo em 9 de outubro, as liberações não foram reconhecidas até 10 de outubro, quando o medidor de atividade da pilha mostrou um aumento significativo (que não foi considerado altamente significativo). Finalmente, na tarde de 10 de outubro, outro monitoramento (local de Calder) indicou a liberação de radioatividade. Os esforços para resfriar o reator forçando o ar através dele não apenas falharam, mas na verdade aumentaram a magnitude da radioatividade liberada.

As liberações estimadas do acidente Windscale foram de 0.74 PBq de ¹³¹I, 0.22 PBq de césio-137 (¹³⁷Cs), 3.0 TBq (10¹²Bq) de estrôncio-89 (⁸⁹Sr) e 0.33 TBq de estrôncio-90
(⁹⁰Sr). A maior taxa de dose gama absorvida fora do local foi de cerca de 35 μGy/h devido à atividade aérea. As leituras de atividade do ar em torno das usinas Windscale e Calder geralmente eram de 5 a 10 vezes os níveis máximos permitidos, com picos ocasionais de 150 vezes os níveis permitidos. A proibição do leite estendeu-se por um raio de aproximadamente 420 km.

Durante as operações para colocar o reator sob controle, 14 trabalhadores receberam doses equivalentes superiores a 30 mSv por trimestre civil, com a dose máxima equivalente a 46 mSv por trimestre civil.

As lições aprendidas

Muitas lições foram aprendidas em relação ao projeto e operação do reator de urânio natural. As inadequações relativas à instrumentação do reator e ao treinamento do operador do reator também trazem à tona pontos análogos ao acidente de Three Mile Island (ver abaixo).

Não existiam diretrizes para a exposição permissível de curto prazo ao radioiodo nos alimentos. O British Medical Research Council realizou uma investigação e análise imediata e completa. Muita engenhosidade foi usada para derivar prontamente as concentrações máximas permitidas para ¹³¹eu na comida. O estudo Níveis de referência de emergência que resultou desse acidente serve como base para guias de planejamento de emergência hoje usados ​​em todo o mundo (Bryant 1969).

Uma correlação útil foi derivada para prever a contaminação significativa por radioiodo no leite. Verificou-se que os níveis de radiação gama em pastagens que excederam 0.3 μGy/h produziram leite que excedeu 3.7 MBq/m³.

A dose absorvida por inalação de exposição externa a radioiodos é insignificante em comparação com a ingestão de leite ou a ingestão de laticínios. Em uma emergência, a espectroscopia gama rápida é preferível a procedimentos laboratoriais mais lentos.

Quinze equipes de duas pessoas realizaram pesquisas de radiação e obtiveram amostras. Vinte pessoas foram usadas para coordenar a amostra e relatar os dados. Cerca de 150 radioquímicos estiveram envolvidos na análise de amostragem.

Os filtros de pilha de lã de vidro não são satisfatórios em condições de acidente.

Acidente do Acelerador de Petróleo do Golfo em 4 de outubro de 1967

Os técnicos da Gulf Oil Company estavam usando um acelerador Van de Graaff de 3 MeV para a ativação de amostras de solo em 4 de outubro de 1967. porta e a sala-alvo dentro da porta produziram exposições acidentais graves a três indivíduos. Um indivíduo recebeu aproximadamente 1 Gy equivalente de dose de corpo inteiro, o segundo recebeu cerca de 3 Gy de equivalente de dose de corpo inteiro e o terceiro recebeu aproximadamente 6 Gy de equivalente de dose de corpo inteiro, além de aproximadamente 60 Gy para as mãos e 30 Gy para os pés.

Uma das vítimas do acidente compareceu ao departamento médico queixando-se de náuseas, vômitos e dores musculares generalizadas. Seus sintomas inicialmente foram diagnosticados erroneamente como sintomas de gripe. Quando o segundo paciente chegou com aproximadamente os mesmos sintomas, foi decidido que eles poderiam ter recebido exposições significativas à radiação. Os crachás de filmes confirmaram isso. O Dr. Niel Wald, da Divisão de Saúde Radiológica da Universidade de Pittsburgh, supervisionou os testes de dosimetria e também atuou como médico coordenador na investigação e tratamento dos pacientes.

O Dr. Wald rapidamente enviou unidades de filtro absoluto para o hospital do oeste da Pensilvânia, em Pittsburgh, onde os três pacientes foram internados. Ele montou esses filtros absolutos/filtros de fluxo laminar para limpar o ambiente dos pacientes de todos os contaminantes biológicos. Essas unidades de “isolamento reverso” foram usadas no paciente de exposição de 1 Gy por cerca de 16 dias e nos pacientes de exposição de 3 e 6 Gy por cerca de um mês e meio.

O Dr. E. Donnal Thomas, da Universidade de Washington, chegou para realizar um transplante de medula óssea no paciente de 6 Gy no oitavo dia após a exposição. O irmão gêmeo do paciente serviu como doador de medula óssea. Embora este heróico tratamento médico tenha salvado a vida do paciente de 6 Gy, nada poderia ser feito para salvar seus braços e pernas, cada um dos quais recebeu uma dose absorvida de dezenas de cinzas.

As lições aprendidas

Se o procedimento operacional simples de sempre usar um medidor de levantamento ao entrar na sala de exposição tivesse sido seguido, este trágico acidente teria sido evitado.

Pelo menos dois bloqueios foram fechados por longos períodos de tempo antes deste acidente. Derrotar os intertravamentos de proteção é intolerável.

Devem ter sido feitas verificações regulares de manutenção nos intertravamentos de energia operados por chave para o acelerador.

O atendimento médico oportuno salvou a vida da pessoa com maior exposição. O procedimento heróico de um transplante completo de medula óssea junto com o uso de isolamento reverso e cuidados médicos de qualidade foram fatores importantes para salvar a vida dessa pessoa.

Filtros de isolamento reverso podem ser obtidos em questão de horas para serem instalados em qualquer hospital para atender pacientes altamente expostos.

Em retrospecto, as autoridades médicas envolvidas com esses pacientes teriam recomendado a amputação mais cedo e em nível definitivo dentro de dois ou três meses após a exposição. A amputação precoce diminui a probabilidade de infecção, proporciona um período mais curto de dor intensa, reduz a medicação para dor necessária para o paciente, possivelmente reduz a permanência do paciente no hospital e possivelmente contribui para uma reabilitação mais precoce. A amputação precoce deve, é claro, ser feita ao correlacionar as informações dosimétricas com as observações clínicas.

O acidente do reator SL-1 Prototype (Idaho, EUA, 3 de janeiro de 1961)

Este é o primeiro (e até agora o único) acidente fatal na história das operações de reatores nos Estados Unidos. O SL-1 é um protótipo de um pequeno Reator de Potência do Exército (APPR) projetado para transporte aéreo para áreas remotas para produção de energia elétrica. Este reator foi usado para testes de combustível e para treinamento da tripulação do reator. Foi operado no local remoto do deserto da Estação Nacional de Testes do Reator em Idaho Falls, Idaho, pela Combustion Engineering para o Exército dos EUA. O SL-1 foi não um reator de energia comercial (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

No momento do acidente, o SL-1 estava carregado com 40 elementos de combustível e 5 lâminas de haste de controle. Podia produzir um nível de potência de 3 MW (térmico) e era um reator refrigerado a água fervente e moderado.

O acidente resultou na morte de três militares. O acidente foi causado pela retirada de uma única haste de controle por uma distância de mais de 1 m. Isso fez com que o reator entrasse em criticidade imediata. A razão pela qual um operador de reator qualificado e licenciado com muita experiência em operação de reabastecimento retirou a haste de controle além de seu ponto de parada normal é desconhecida.

Uma das três vítimas do acidente ainda estava viva quando o pessoal de resposta inicial chegou ao local do acidente. Produtos de fissão de alta atividade cobriram seu corpo e foram incorporados em sua pele. Porções da pele da vítima registraram mais de 4.4 Gy/h a 15 cm e dificultaram o resgate e o tratamento médico.

As lições aprendidas

Nenhum reator projetado desde o acidente do SL-1 pode ser levado ao estado “prompt-critical” com uma única haste de controle.

Todos os reatores devem ter medidores de pesquisa portáteis no local com faixas superiores a 20 mGy/h. São recomendados medidores de levantamento com alcance máximo de 10 Gy/h.

Nota: O acidente de Three Mile Island mostrou que 100 Gy/h é o intervalo necessário para medições gama e beta.

Instalações de tratamento são necessárias onde um paciente altamente contaminado pode receber tratamento médico definitivo com salvaguardas razoáveis ​​para o pessoal de atendimento. Como a maioria dessas instalações estará em clínicas com outras missões em andamento, o controle de contaminantes radioativos transportados pelo ar e pela água pode exigir provisões especiais.

Máquinas de raios X, industriais e analíticas

As exposições acidentais de sistemas de raios X são numerosas e geralmente envolvem exposições extremamente altas a pequenas porções do corpo. Não é incomum que os sistemas de difração de raios X produzam taxas de dose absorvida de 5 Gy/s a 10 cm do foco do tubo. Em distâncias mais curtas, taxas de 100 Gy/s têm sido frequentemente medidas. O feixe geralmente é estreito, mas mesmo alguns segundos de exposição podem resultar em lesões locais graves (Lubenau et al. 1967; Lindell 1968; Haynie e Olsher 1981; ANSI 1977).

Como esses sistemas são frequentemente usados ​​em circunstâncias “não rotineiras”, eles se prestam à produção de exposições acidentais. Os sistemas de raios X comumente usados ​​em operações normais parecem ser razoavelmente seguros. A falha do equipamento não causou exposições graves.

Lições aprendidas com exposições acidentais de raios-x

A maioria das exposições acidentais ocorreu durante usos não rotineiros, quando o equipamento foi parcialmente desmontado ou as tampas de blindagem foram removidas.

Nas exposições mais graves, faltava instrução adequada para o pessoal e o pessoal de manutenção.

Se métodos simples e à prova de falhas tivessem sido usados ​​para garantir que os tubos de raios X fossem desligados durante reparos e manutenção, muitas exposições acidentais teriam sido evitadas.

Dosímetros pessoais de dedo ou pulso devem ser usados ​​para operadores e pessoal de manutenção que trabalham com essas máquinas.

Se os bloqueios tivessem sido necessários, muitas exposições acidentais teriam sido evitadas.

O erro do operador foi uma causa contribuinte na maioria dos acidentes. A falta de invólucros adequados ou um design de blindagem ruim muitas vezes piorava a situação.

Iacidentes de radiografia industrial

Da década de 1950 até a década de 1970, a maior taxa de acidentes de radiação para uma única atividade foi consistentemente para operações radiográficas industriais (IAEA 1969, 1977). Os órgãos reguladores nacionais continuam lutando para reduzir a taxa por meio de uma combinação de regulamentações aprimoradas, requisitos rígidos de treinamento e políticas de fiscalização e execução cada vez mais rigorosas (USCFR 1990). Esses esforços regulatórios geralmente foram bem-sucedidos, mas muitos acidentes associados à radiografia industrial ainda ocorrem. A legislação que permite pesadas multas monetárias pode ser a ferramenta mais eficaz para manter a segurança da radiação focada nas mentes da gerência de radiografia industrial (e também, portanto, nas mentes dos trabalhadores).

Causas de acidentes de radiografia industrial

Treinamento de trabalhadores. A radiografia industrial provavelmente tem requisitos de educação e treinamento mais baixos do que qualquer outro tipo de emprego de radiação. Portanto, os requisitos de treinamento existentes devem ser rigorosamente aplicados.

Incentivo à produção do trabalhador. Durante anos, a maior ênfase para os radiologistas industriais foi colocada na quantidade de radiografias bem-sucedidas produzidas por dia. Essa prática pode levar a atos inseguros, bem como ao não uso ocasional da dosimetria pessoal, de modo que não seja detectado o excesso dos limites de equivalente de dose.

Falta de pesquisas adequadas. O levantamento completo dos suínos de origem (recipientes de armazenamento) (figura 1) após cada exposição é o mais importante. A não realização dessas pesquisas é a causa mais provável de exposições desnecessárias, muitas das quais não são registradas, uma vez que os radiologistas industriais raramente usam dosímetros manuais ou digitais (figura 1).

Figura 1. Câmera de radiografia industrial

Problemas de equipamento. Devido ao uso intenso de câmeras radiográficas industriais, os mecanismos de enrolamento da fonte podem se soltar e fazer com que a fonte não se retraia completamente para sua posição segura de armazenamento (ponto A na figura 1). Há também muitos casos de falhas de intertravamento da fonte do armário que causam exposições acidentais do pessoal.

Desenho de Planos de Emergência

Existem muitas diretrizes excelentes, tanto gerais quanto específicas, para a elaboração de planos de emergência. Algumas referências são particularmente úteis. Estas são dadas nas leituras sugeridas no final deste capítulo.

Elaboração inicial do plano de emergência e procedimentos

Primeiro, deve-se avaliar todo o inventário de material radioativo da instalação em questão. Em seguida, acidentes críveis devem ser analisados ​​para que se possa determinar os prováveis ​​prazos máximos de liberação da fonte. Em seguida, o plano e seus procedimentos devem permitir que os operadores das instalações:

1. reconhecer uma situação de acidente
2. classificar o acidente de acordo com a gravidade
3. tomar medidas para mitigar o acidente
4. fazer notificações oportunas
5. pedir ajuda de forma eficiente e rápida
6. quantificar lançamentos
7. acompanhar as exposições dentro e fora do local, bem como manter as exposições de emergência ALARA
8. recuperar a instalação o mais rápido possível
9. manter registros precisos e detalhados.

 

Tipos de acidentes associados a reatores nucleares

Segue uma lista, do mais provável ao menos provável, dos tipos de acidentes associados a reatores nucleares. (O acidente do reator não nuclear, do tipo industrial geral é de longe o mais provável.)

1. Liberação inesperada de baixo nível de material radioativo com pouca ou nenhuma exposição à radiação externa para o pessoal. Geralmente ocorre durante grandes revisões ou no transporte de resina ou combustível usado. O vazamento do sistema de refrigeração e os derramamentos do coletor de amostra do líquido de refrigeração são frequentemente causas de disseminação de contaminação radioativa.
2. Exposição externa inesperada do pessoal. Isso geralmente ocorre durante grandes revisões ou manutenções de rotina.
3. Uma combinação de disseminação de contaminação, contaminação de pessoal e exposição de pessoal à radiação externa de baixo nível é o próximo acidente mais provável. Esses acidentes ocorrem nas mesmas condições dos itens 1 e 2 acima.
4. Contaminação grosseira da superfície devido a um grande vazamento do sistema de refrigeração do reator ou vazamento de refrigerante de combustível usado.
5. Lascas ou partículas grandes de CRUD ativado (veja a definição abaixo) dentro ou sobre a pele, orelhas ou olhos.
6. Exposição à radiação de alto nível do pessoal da fábrica. Isso geralmente é causado por descuido.
7. Liberação de quantidades pequenas, mas maiores do que as permitidas, de resíduos radioativos para fora dos limites da usina. Isso geralmente está associado a falhas humanas.
8. Derretimento do reator. Contaminação grosseira fora do local mais alta exposição do pessoal provavelmente ocorreria.
9. Excursão do reator (acidente do tipo SL-1).

 

Radionuclídeos esperados de acidentes em reatores refrigerados a água:

• produtos de corrosão e erosão ativados (comumente conhecidos como CRU) no refrigerante; por exemplo, cobalto-60 ou -58 (⁶⁰co, ⁵⁸Co), ferro-59 (⁵⁹Fe), manganês-58 (⁵⁸Mn) e tântalo-183 (¹⁸³ta)
• produtos de fissão de baixo nível geralmente presentes no refrigerante; por exemplo, iodo-131 (¹³¹I) e césio-137 (¹³⁷cs)
• em reatores de água fervente, 1 e 2 acima, além de desgaseificação contínua de baixos níveis de trítio 
• (³H) e gases nobres radioativos como xenônio-133 e -135 (¹³³Xê, ¹³⁵Xe), argônio-41 (⁴¹Ar) e criptônio-85 (⁸⁵kr)
• trítio (³H) fabricado dentro do núcleo na proporção de 1.3 × 10^-4 átomos de ³H por fissão (apenas uma fração disso deixa o combustível).

Figura 2. Exemplo de plano de emergência de usina nuclear, índice

Plano Típico de Emergência de Usina Nuclear, Índice

A Figura 2 é um exemplo de índice de um plano de emergência de usina nuclear. Esse plano deve incluir cada capítulo mostrado e ser adaptado para atender aos requisitos locais. Uma lista de procedimentos típicos de implementação de reatores de potência é fornecida na figura 3.

Figura 3. Procedimentos típicos de implementação do reator de potência

Monitoramento Ambiental Radiológico em Acidentes

Esta tarefa é frequentemente chamada de EREMP (Programa de Monitoramento Ambiental Radiológico de Emergência) em grandes instalações.

Uma das lições mais importantes aprendidas para a Comissão Reguladora Nuclear dos EUA e outras agências governamentais do acidente de Three Mile Island foi que não se pode implementar o EREMP com sucesso em um ou dois dias sem um planejamento prévio extensivo. Embora o governo dos EUA tenha gasto muitos milhões de dólares monitorando o ambiente ao redor da estação nuclear de Three Mile Island durante o acidente, menos de 5^% das liberações totais foram medidas. Isso se deveu a um planejamento prévio deficiente e inadequado.

Projetando Programas de Monitoramento Ambiental Radiológico de Emergência

A experiência tem mostrado que o único EREMP bem-sucedido é aquele que é projetado no programa de monitoramento ambiental radiológico de rotina. Durante os primeiros dias do acidente de Three Mile Island, soube-se que um EREMP eficaz não pode ser estabelecido com sucesso em um dia ou dois, não importa quanta mão de obra e dinheiro sejam aplicados ao programa.

Locais de amostragem

Todos os locais do programa de monitoramento ambiental radiológico de rotina serão usados ​​durante o monitoramento de acidentes de longo prazo. Além disso, um número de novos locais deve ser configurado para que as equipes motorizadas de pesquisa tenham locais pré-determinados em cada porção de cada setor de 22½° (ver figura 3). Geralmente, os locais de amostragem serão em áreas com estradas. No entanto, devem ser feitas exceções para locais normalmente inacessíveis, mas potencialmente ocupados, como acampamentos e trilhas para caminhadas a cerca de 16 km a favor do vento do acidente.

Figura 3. Designações de setores e zonas para amostragem radiológica e pontos de monitoramento dentro das zonas de planejamento de emergência

A Figura 3 mostra a designação de setor e zona para pontos de monitoramento ambiental e de radiação. Pode-se designar setores de 22½° por pontos cardeais (por exemplo, N, Nne e NE) ou por letras simples (por exemplo, A NFT`s R). No entanto, o uso de letras não é recomendado porque elas são facilmente confundidas com a notação direcional. Por exemplo, é menos confuso usar o direcional W para oeste ao invés da letra N.

Cada local de amostragem designado deve ser visitado durante um exercício prático para que as pessoas responsáveis ​​pelo monitoramento e amostragem estejam familiarizadas com a localização de cada ponto e estejam cientes de “espaços mortos” de rádio, estradas ruins, problemas para encontrar os locais no escuro e assim por diante. Uma vez que nenhum exercício cobrirá todos os locais pré-designados dentro da zona de proteção de emergência de 16 km, os exercícios devem ser planejados de forma que todos os pontos de amostragem sejam eventualmente visitados. Muitas vezes vale a pena predeterminar a capacidade dos veículos da equipe de pesquisa para se comunicar com cada ponto pré-designado. As localizações reais dos pontos de amostragem são escolhidas utilizando os mesmos critérios do REMP (NRC 1980); por exemplo, linha do local, área de exclusão mínima, indivíduo mais próximo, comunidade mais próxima, escola mais próxima, hospital, casa de repouso, rebanho de animais leiteiros, jardim, fazenda e assim por diante.

Equipe de vistoria de monitoramento radiológico

Durante um acidente envolvendo liberações significativas de materiais radioativos, as equipes de monitoramento radiológico devem estar continuamente monitorando em campo. Eles também devem monitorar continuamente no local, se as condições permitirem. Normalmente, essas equipes monitorarão a radiação gama e beta do ambiente e amostrarão o ar quanto à presença de partículas radioativas e halogênios.

Essas equipes devem ser bem treinadas em todos os procedimentos de monitoramento, incluindo o monitoramento de suas próprias exposições, e serem capazes de retransmitir com precisão esses dados para a estação base. Detalhes como tipo de medidor de levantamento, número de série e status de janela aberta ou fechada devem ser cuidadosamente relatados em folhas de registro bem projetadas.

No início de uma emergência, uma equipe de monitoramento de emergência pode ter que monitorar por 12 horas ininterruptas. Após o período inicial, no entanto, o tempo de campo para a equipe de pesquisa deve ser reduzido para oito horas com pelo menos um intervalo de 30 minutos.

Uma vez que pode ser necessária uma vigilância contínua, devem ser implementados procedimentos para fornecer comida e bebida às equipas de pesquisa, instrumentos e baterias de substituição e para a transferência de filtros de ar para a frente e para trás.

Embora as equipes de pesquisa provavelmente trabalhem 12 horas por turno, são necessários três turnos por dia para fornecer vigilância contínua. Durante o acidente de Three Mile Island, um mínimo de cinco equipes de monitoramento foi implantado a qualquer momento nas primeiras duas semanas. A logística para apoiar tal esforço deve ser cuidadosamente planejada com antecedência.

Equipe de amostragem ambiental radiológica

Os tipos de amostras ambientais coletadas durante um acidente dependem do tipo de liberação (aérea versus água), direção do vento e época do ano. Amostras de solo e água potável devem ser coletadas mesmo no inverno. Embora as liberações de radio-halogênio possam não ser detectadas, amostras de leite devem ser coletadas devido ao grande fator de bioacumulação.

Muitas amostras de alimentos e ambientais devem ser coletadas para tranquilizar o público, mesmo que razões técnicas não justifiquem o esforço. Além disso, esses dados podem ser inestimáveis ​​durante qualquer procedimento legal subsequente.

Folhas de registro pré-planejadas usando procedimentos de dados externos cuidadosamente pensados ​​são essenciais para amostras ambientais. Todas as pessoas que coletam amostras ambientais devem demonstrar uma compreensão clara dos procedimentos e ter treinamento de campo documentado.

Se possível, a coleta de dados de amostra ambiental fora do local deve ser feita por um grupo externo independente. Também é preferível que as amostras ambientais de rotina sejam coletadas pelo mesmo grupo externo, de modo que o valioso grupo local possa ser usado para outras coletas de dados durante um acidente.

É notável que durante o acidente de Three Mile Island todas as amostras ambientais que deveriam ter sido coletadas foram coletadas e nenhuma amostra ambiental foi perdida. Isso ocorreu mesmo que a taxa de amostragem tenha aumentado por um fator de mais de dez em relação às taxas de amostragem pré-acidente.

Equipamento de monitoramento de emergência

O estoque de equipamentos de monitoramento de emergência deve ser pelo menos o dobro do necessário em um determinado momento. Armários devem ser colocados em torno de complexos nucleares em vários lugares para que nenhum acidente impeça o acesso a todos esses armários. Para garantir a prontidão, o equipamento deve ser inventariado e sua calibração verificada pelo menos duas vezes por ano e após cada exercício. Vans e caminhões em grandes instalações nucleares devem ser completamente equipados para vigilância de emergência dentro e fora do local.

Os laboratórios de contagem no local podem ficar inutilizáveis ​​durante uma emergência. Portanto, arranjos prévios devem ser feitos para um laboratório de contagem alternativo ou móvel. Este é agora um requisito para as usinas nucleares dos EUA (USNRC 1983).

O tipo e a sofisticação do equipamento de monitoramento ambiental devem atender aos requisitos de atendimento ao pior acidente crível da instalação nuclear. A seguir está uma lista de equipamentos típicos de monitoramento ambiental necessários para usinas de energia nuclear:

1. O equipamento de amostragem de ar deve incluir unidades operadas por bateria para amostragem de curto prazo e AC operável com registradores de gráficos e recursos de alarme para vigilância de longo prazo.
2. O equipamento de amostragem de líquidos deve conter amostradores contínuos. Os amostradores devem ser operáveis ​​no ambiente local, não importa o quão difícil seja.
3. Os medidores portáteis de pesquisa gama para trabalhos com implantes devem ter um alcance máximo de 100 Gy/h, e equipamentos de pesquisa separados devem ser capazes de medir a radiação beta de até 100 Gy/h.
4. No local, a dosimetria pessoal deve incluir capacidade de medição beta, bem como dosímetros termoluminescentes (TLDs) de dedo (figura 4). Outra dosimetria de extremidade também pode ser necessária. Conjuntos extras de dosímetros de controle são sempre necessários em emergências. Um leitor TLD portátil pode ser necessário para se conectar ao computador da estação via modem telefônico em locais de emergência. Equipes internas de pesquisa, como equipes de resgate e reparo, devem ter dosímetros de bolso de baixo e alto alcance, bem como dosímetros de alarme pré-definidos. Deve-se pensar cuidadosamente nos níveis de dose pré-estabelecidos para equipes que podem estar em áreas de alta radiação.
5. Suprimentos de roupas de proteção devem ser fornecidos em locais de emergência e em veículos de emergência. Roupas de proteção extras devem estar disponíveis em caso de acidentes que durem por um longo período de tempo.
6. O equipamento de proteção respiratória deve estar em todos os armários e veículos de emergência. Listas atualizadas de pessoal treinado em respiração devem ser mantidas em cada uma das principais áreas de armazenamento de equipamentos de emergência.
7. Veículos móveis equipados com rádios são essenciais para equipes de levantamento de monitoramento de radiação de emergência. A localização e a disponibilidade de veículos de reserva devem ser conhecidas.
8. Os equipamentos da equipe de levantamento ambiental devem ser armazenados em local conveniente, de preferência fora do local, para que estejam sempre disponíveis.
9. Os kits de emergência devem ser colocados no Centro de Suporte Técnico e nas Instalações Externas de Emergência para que as equipes de pesquisa substitutas não precisem ir ao local para receber equipamentos e serem implantados.
10. Para um acidente grave envolvendo a liberação de materiais radioativos no ar, devem estar preparados os preparativos para o uso de helicópteros e aviões monomotores para vigilância aérea.

 

Figura 4. Um radiologista industrial usando um crachá TLD e um dosímetro termoluminescente de anel (opcional nos EUA)

A análise dos dados

A análise de dados ambientais durante um acidente grave deve ser transferida o mais rápido possível para um local externo, como o Centro de Emergência Externo.

Diretrizes predefinidas sobre quando os dados de amostra ambiental devem ser relatados à administração devem ser estabelecidas. O método e a frequência de transferência de dados de amostra ambiental para agências governamentais devem ser acordados no início do acidente.

Lições de física da saúde e radioquímica aprendidas com o acidente de Three Mile Island

Consultores externos foram necessários para realizar as seguintes atividades porque os físicos fitossanitários estavam totalmente ocupados com outras funções durante as primeiras horas do acidente de Three Mile Island em 28 de março de 1979:

• avaliação de liberação de efluentes radioativos (gasoso e líquido), incluindo coleta de amostras, coordenação de laboratórios para contagem de amostras, controle de qualidade de laboratórios, coleta de dados, análise de dados, geração de relatórios, distribuição de dados para órgãos governamentais e proprietário da usina
• avaliação de dose, incluindo investigações de superexposição real e suspeita, contaminação da pele e investigações de depósito interno, maquetes de exposição significativa e cálculos de dose
• programa de monitoramento ambiental radiológico, incluindo coordenação completa de coleta de amostras, análise de dados, geração e distribuição de relatórios, notificações de pontos de ação, expansão do programa para a situação do acidente e, em seguida, contração do programa por até um ano após o acidente
• estudos especiais de dosimetria beta, incluindo estudos do estado da arte em monitoramento beta de pessoal, modelagem da dose beta de contaminantes radioativos na pele, comparações intercomparativas de todos os sistemas de dosimetria pessoal TLD beta-gama disponíveis comercialmente.

 

A lista acima inclui exemplos de atividades que a equipe típica de física de saúde da concessionária não pode realizar adequadamente durante um acidente grave. A equipe de física de saúde de Three Mile Island era muito experiente, experiente e competente. Eles trabalharam de 15 a 20 horas por dia nas duas primeiras semanas após o acidente, sem interrupção. No entanto, as exigências adicionais causadas pelo acidente foram tão numerosas que eles foram incapazes de realizar muitas tarefas rotineiras importantes que normalmente seriam realizadas facilmente.

As lições aprendidas com o acidente de Three Mile Island incluem:

Entrada do edifício auxiliar durante o acidente

1. Todas as entradas devem estar em uma nova permissão de trabalho de radiação revisada pelo físico de saúde sênior no local e assinada pelo superintendente da unidade ou substituto designado.
2. A sala de controle apropriada deve ter controle absoluto sobre todas as entradas do Edifício Auxiliar e de Manuseio de Combustível. Nenhuma entrada deve ser permitida, a menos que um físico de saúde esteja no ponto de controle durante a entrada.
3. Não devem ser permitidas entradas sem um medidor de pesquisa operando adequadamente e com faixa apropriada. Uma verificação pontual da resposta do medidor deve ser realizada imediatamente antes da entrada.
4. O histórico de exposição de todas as pessoas antes de sua entrada em uma área de alta radiação deve ser obtido.
5. Exposições permitidas durante a entrada, não importa quão importante a tarefa deva ser designada.

 

Amostragem de refrigerante primário durante o acidente

1. Todas as amostras a serem coletadas em uma nova permissão de trabalho de radiação devem ser revisadas pelo físico de saúde sênior no local e assinadas pelo superintendente da unidade ou suplente.
2. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada, a menos que um dosímetro de extremidade seja usado.
3. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada sem a disponibilidade de luvas blindadas e pinças com pelo menos 60 cm de comprimento, caso uma amostra seja mais radioativa do que o esperado.
4. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada sem um escudo pessoal de vidro com chumbo no caso de uma amostra ser mais radioativa do que o esperado.
5. A coleta de amostras deve ser interrompida se for provável que a exposição a uma extremidade ou ao corpo inteiro exceda os níveis predefinidos declarados na permissão de trabalho de radiação.
6. Exposições significativas devem ser distribuídas entre vários trabalhadores, se possível.
7. Todos os casos de contaminação da pele em excesso dos níveis de ação dentro de 24 horas devem ser revistos.

 

Entrada da sala de válvulas compensada

1. Levantamentos de área beta e gama usando detectores remotos com alcance máximo apropriado devem ser realizados.
2. A entrada inicial em uma área com uma taxa de dose absorvida de mais de 20 mGy/h deve ter uma revisão prévia para verificar se a exposição à radiação será mantida tão baixa quanto razoavelmente possível.
3. Quando houver suspeita de vazamentos de água, deve-se detectar possível contaminação do piso.
4. Um programa consistente para tipo e colocação de dosimetria pessoal deve ser colocado em operação.
5. Com pessoas entrando em uma área com uma taxa de dose absorvida de mais de 20 mGy/h, os TLDs devem ser avaliados imediatamente após a saída.
6. Deve-se verificar se todos os requisitos de autorização de trabalho de radiação estão sendo cumpridos antes da entrada em uma área com uma taxa de dose absorvida superior a 20 mGy/h.
7. Entradas com tempo controlado em áreas perigosas devem ser cronometradas por um físico da saúde.

 

Ações de proteção e vigilância ambiental externa na perspectiva do governo local

1. Antes de iniciar um protocolo de amostragem, devem ser estabelecidos critérios para interrompê-lo.
2. Interferência externa não deve ser permitida.
3. Várias linhas telefônicas confidenciais devem estar disponíveis. Os números devem ser alterados a cada crise.
4. As capacidades dos sistemas de medição aérea são melhores do que a maioria das pessoas pensa.
5. Um gravador deve estar à mão e os dados registrados regularmente.
6. Enquanto o episódio agudo estiver em andamento, a leitura de jornais, assistir televisão e ouvir rádio devem ser abandonados, pois essas atividades só aumentam as tensões existentes.
7. A entrega de alimentos e outros confortos, como instalações para dormir, devem ser planejados, pois pode ser impossível ir para casa por um tempo.
8. Recursos analíticos alternativos devem ser planejados. Mesmo um pequeno acidente pode alterar significativamente os níveis de radiação de fundo do laboratório.
9. Deve-se notar que mais energia será gasta em evitar decisões equivocadas do que em lidar com problemas reais.
10. Deve-se entender que as emergências não podem ser gerenciadas de locais remotos.
11. Deve-se notar que as recomendações de ação protetora não são passíveis de votação do comitê.
12. Todas as chamadas não essenciais devem ser colocadas em espera, as que desperdiçam tempo devem ser desligadas.

 

O Acidente Radiológico de Goiânia de 1985

51 TBq ¹³⁷A unidade de teleterapia Cs foi roubada de uma clínica abandonada em Goiânia, Brasil, por volta de 13 de setembro de 1985. Duas pessoas em busca de sucata levaram para casa o conjunto original da unidade de teleterapia e tentaram desmontar as peças. A taxa de dose absorvida do conjunto da fonte foi de cerca de 46 Gy/h a 1 m. Eles não entenderam o significado do símbolo de radiação de três lâminas na cápsula da fonte.

A cápsula da fonte rompeu durante a desmontagem. Cloreto de césio-137 altamente solúvel (¹³⁷CsCl) foi espalhado por uma parte desta cidade de 1,000,000 de habitantes e causou um dos mais graves acidentes de fonte selada da história.

Após a desmontagem, os restos da montagem original foram vendidos a um negociante de sucata. Ele descobriu que o ¹³⁷O pó de CsCl brilhava no escuro com uma cor azul (presumivelmente, era a radiação de Cerenkov). Ele pensou que o pó poderia ser uma pedra preciosa ou mesmo sobrenatural. Muitos amigos e parentes vieram ver o brilho “maravilhoso”. Partes da fonte foram doadas a várias famílias. Este processo continuou por cerca de cinco dias. A essa altura, várias pessoas desenvolveram sintomas de síndrome gastrointestinal devido à exposição à radiação.

Os pacientes que foram ao hospital com distúrbios gastrointestinais graves foram diagnosticados erroneamente como tendo reações alérgicas a algo que comeram. Um paciente que teve efeitos cutâneos graves devido ao manuseio da fonte foi suspeito de ter alguma doença de pele tropical e foi encaminhado para o Hospital de Doenças Tropicais.

Essa trágica sequência de eventos continuou sem ser detectada por pessoal experiente por cerca de duas semanas. Muitas pessoas esfregaram o ¹³⁷CsCl em pó em suas peles para que pudessem brilhar em azul. A sequência poderia ter continuado por muito mais tempo, exceto que uma das pessoas irradiadas finalmente conectou as doenças com a cápsula de origem. Ela pegou os restos do ¹³⁷Fonte da CsCl em um ônibus para a Secretaria de Saúde Pública de Goiânia, onde a deixou. Um físico médico visitante pesquisou a fonte no dia seguinte. Ele agiu por iniciativa própria para evacuar duas áreas de ferro-velho e informar as autoridades. A rapidez e o tamanho da resposta do governo brasileiro, uma vez que tomou conhecimento do acidente, foram impressionantes.

Cerca de 249 pessoas foram contaminadas. Cinquenta e quatro foram hospitalizados. Quatro pessoas morreram, uma das quais era uma menina de seis anos que recebeu uma dose interna de cerca de 4 Gy por ingerir cerca de 1 GBq (10⁹ Bq) de ¹³⁷Cs.

Resposta ao acidente

Os objetivos da fase de resposta inicial foram:

• identificar os principais locais de contaminação
• evacuar residências onde os níveis de radioatividade excederam os níveis de intervenção adotados
• estabelecer controles físicos de saúde em torno dessas áreas, impedindo o acesso quando necessário
• identificar pessoas que receberam doses significativas ou foram contaminadas.

 

A equipe médica inicialmente:

• ao chegar em Goiânia, fez anamnese e triagem de acordo com os sintomas da síndrome aguda da radiação
• encaminhou todos os pacientes de radiação aguda para o Hospital de Goiânia (que foi previamente montado para controle de contaminação e exposição)
• transferiu por via aérea no dia seguinte os seis pacientes mais críticos para o centro de atendimento terciário de um hospital naval do Rio de Janeiro (mais tarde outros oito pacientes foram transferidos para este hospital)
• fez arranjos para dosimetria de radiação citogenética
• gestão médica baseada em cada paciente no curso clínico desse paciente
• deu instruções informais ao pessoal do laboratório clínico para diminuir seus medos (a comunidade médica de Goiânia relutou em ajudar).

 

Físicos da saúde:

• médicos assistidos em dosimetria de radiação, bioensaio e descontaminação da pele
• análise coordenada e interpretada de 4,000 amostras de urina e fezes em um período de quatro meses
• corpo inteiro contou 600 indivíduos
• monitoramento coordenado de contaminação por rádio de 112,000 indivíduos (249 foram contaminados)
• realizou levantamento aéreo de toda a cidade e subúrbios utilizando detectores NaI montados às pressas
• realizou pesquisas com detector NaI montado automaticamente em mais de 2,000 km de estradas
• estabelecer níveis de ação para descontaminação de pessoas, edifícios, automóveis, solo e assim por diante
• coordenou 550 trabalhadores empregados nos esforços de descontaminação
• demolição coordenada de sete casas e descontaminação de 85 casas
• transporte coordenado de 275 caminhões de lixo contaminado
• descontaminação coordenada de 50 viaturas
• embalagem coordenada de 3,500 metros cúbicos de resíduos contaminados
• utilizou 55 medidores de levantamento, 23 monitores de contaminação e 450 dosímetros de autoleitura.

 

Resultados

Pacientes com síndrome de radiação aguda

Quatro pacientes morreram como resultado de doses absorvidas variando de 4 a 6 Gy. Dois pacientes apresentaram depressão grave da medula óssea, mas sobreviveram apesar das doses absorvidas de 6.2 e 7.1 Gy (estimativa citogenética). Quatro pacientes sobreviveram com doses absorvidas estimadas de 2.5 a 4 Gy.

Lesão cutânea induzida por radiação

Dezenove dos vinte pacientes hospitalizados tiveram lesões cutâneas induzidas por radiação, que começaram com inchaço e bolhas. Essas lesões posteriormente se romperam e secretaram fluido. Dez das dezenove lesões cutâneas desenvolveram lesões profundas cerca de quatro a cinco semanas após a irradiação. Essas lesões profundas eram indicativas de exposição gama significativa de tecidos mais profundos.

Todas as lesões de pele estavam contaminadas com ¹³⁷Cs, com taxas de dose absorvida de até 15 mGy/h.

A menina de seis anos que ingeriu 1 TBq de ¹³⁷Cs (e que morreu um mês depois) teve contaminação cutânea generalizada com média de 3 mGy/h.

Um paciente necessitou de amputação cerca de um mês após a exposição. A imagem do pool de sangue foi útil para determinar a demarcação entre arteríolas lesadas e normais.

Resultado de contaminação interna

Testes estatísticos não mostraram diferenças significativas entre cargas corporais determinadas por contagem de corpo inteiro em oposição àquelas determinadas por dados de excreção urinária.

Modelos que relacionavam dados de bioensaios com ingestão e carga corporal foram validados. Esses modelos também foram aplicáveis ​​para diferentes faixas etárias.

O Azul da Prússia foi útil para promover a eliminação de ¹³⁷CsCl do corpo (se a dosagem for maior que 3 Gy/d).

Dezessete pacientes receberam diuréticos para eliminação de ¹³⁷Cargas corporais de CsCl. Esses diuréticos foram ineficazes na descorporação ¹³⁷Cs e seu uso foi interrompido.

Descontaminação da pele

Descontaminação da pele com água e sabão, ácido acético e dióxido de titânio (TiO₂) foi realizado em todos os pacientes. Essa descontaminação foi apenas parcialmente bem-sucedida. Supôs-se que a transpiração resultou na recontaminação da pele do ¹³⁷Carga corporal de Cs.

Lesões cutâneas contaminadas são muito difíceis de descontaminar. A descamação da pele necrótica reduziu significativamente os níveis de contaminação.

Estudo de acompanhamento sobre avaliação de dose de análise citogenética

A frequência das aberrações nos linfócitos em diferentes momentos após o acidente seguiu três padrões principais:

Em dois casos as frequências de incidência das aberrações mantiveram-se constantes até um mês após o acidente e diminuíram para cerca de 30^% da frequência inicial três meses depois.

Em dois casos, uma diminuição gradual de cerca de 20^% a cada três meses foi encontrado.

Em dois dos casos de maior contaminação interna houve aumento da frequência de incidência de aberrações (em cerca de 50^% e 100^%) durante um período de três meses.

Acompanhamento de estudos sobre ¹³⁷cargas corporais de Cs

• Doses reais comprometidas dos pacientes seguidas de bioensaio.
• Seguiram-se os efeitos da administração do Azul da Prússia.
• Na Vivo medições para 20 pessoas feitas em amostras de sangue, feridas e órgãos para procurar distribuição não homogênea de ¹³⁷Cs e sua retenção nos tecidos do corpo.
• Uma mulher e seu bebê recém-nascido estudaram para procurar retenção e transferência pela amamentação.

 

Níveis de ação para intervenção

A evacuação da casa foi recomendada para taxas de dose absorvida superiores a 10 μGy/h a 1 m de altura dentro da casa.

A descontaminação corretiva de propriedades, roupas, solo e alimentos foi baseada em uma pessoa que não excedesse 5 mGy em um ano. A aplicação deste critério para diferentes vias resultou na descontaminação do interior de uma casa se a dose absorvida pudesse exceder 1 mGy em um ano e na descontaminação do solo se a taxa de dose absorvida pudesse exceder 4 mGy em um ano (3 mGy de radiação externa e 1 mGy de radiação interna).

O acidente da unidade 4 do reator de energia nuclear de Chernobyl em 1986

Descrição geral do acidente

O pior acidente de reator nuclear do mundo ocorreu em 26 de abril de 1986, durante um teste de engenharia elétrica de potência muito baixa. Para realizar este teste, vários sistemas de segurança foram desligados ou bloqueados.

Essa unidade era um modelo RBMK-1000, tipo de reator que produzia cerca de 65^% de toda a energia nuclear gerada na URSS. Era um reator de água fervente moderado por grafite que gerava 1,000 MW de eletricidade (MWe). O RBMK-1000 não possui um edifício de contenção testado para pressão e não é comumente construído na maioria dos países.

O reator foi imediatamente crítico e produziu uma série de explosões de vapor. As explosões explodiram todo o topo do reator, destruíram a fina estrutura que cobria o reator e iniciaram uma série de incêndios nos espessos telhados de asfalto das unidades 3 e 4. As liberações radioativas duraram dez dias e 31 pessoas morreram. A delegação da URSS na Agência Internacional de Energia Atômica estudou o acidente. Eles afirmaram que os experimentos RBMK da Unidade 4 de Chernobyl que causaram o acidente não receberam a aprovação necessária e que as regras escritas sobre medidas de segurança do reator eram inadequadas. A delegação afirmou ainda: “O pessoal envolvido não estava adequadamente preparado para os testes e não estava ciente dos possíveis perigos”. Esta série de testes criou as condições para a situação de emergência e levou a um acidente no reator que muitos acreditavam que nunca poderia ocorrer.

Liberação de produtos de fissão acidental da Unidade 4 de Chernobyl

Atividade total liberada

Aproximadamente 1,900 PBq de produtos de fissão e combustível (que juntos foram rotulados corium pela Equipe de Recuperação de Acidentes de Three Mile Island) foram liberados durante os dez dias necessários para apagar todos os incêndios e selar a Unidade 4 com um material de proteção absorvente de nêutrons. A Unidade 4 agora é um sarcófago de aço e concreto permanentemente selado que contém adequadamente o cório residual dentro e ao redor dos restos do núcleo do reator destruído.

Vinte e cinco por cento dos 1,900 PBq foram liberados no primeiro dia do acidente. O restante foi liberado nos nove dias seguintes.

As liberações radiologicamente mais significativas foram de 270 PBq de ¹³¹I, 8.1 PBq de ⁹⁰Sr e 37 PBq of ¹³⁷Cs. Isso pode ser comparado com o acidente de Three Mile Island, que liberou 7.4 TBq of ¹³¹eu e não mensurável ⁹⁰Sr ou ¹³⁷Cs.

Dispersão ambiental de materiais radioativos

Os primeiros lançamentos foram geralmente na direção norte, mas os lançamentos subsequentes foram para as direções oeste e sudoeste. A primeira pluma chegou à Suécia e à Finlândia em 27 de abril. Os programas de monitoramento ambiental radiológico da usina nuclear descobriram imediatamente o vazamento e alertaram o mundo sobre o acidente. Parte dessa primeira pluma se deslocou para a Polônia e a Alemanha Oriental. As plumas subsequentes varreram a Europa oriental e central em 29 e 30 de abril. Depois disso, o Reino Unido viu os lançamentos de Chernobyl em 2 de maio, seguido pelo Japão e China em 4 de maio, Índia em 5 de maio e Canadá e Estados Unidos em 5 e 6 de maio. O hemisfério sul não relatou a detecção desta pluma.

A deposição da pluma foi governada principalmente pela precipitação. O padrão de precipitação dos principais radionuclídeos (¹³¹I, ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, e ⁹⁰Sr) foi altamente variável, mesmo dentro da URSS. O maior risco veio da irradiação externa da deposição na superfície, bem como da ingestão de alimentos contaminados.

Consequências radiológicas do acidente da Unidade 4 de Chernobyl

Consequências agudas gerais para a saúde

Duas pessoas morreram imediatamente, uma durante o colapso do prédio e outra 5.5 horas depois de queimaduras térmicas. Outros 28 membros da equipe do reator e da equipe de combate a incêndios morreram devido a ferimentos causados ​​​​pela radiação. As doses de radiação para a população externa estavam abaixo dos níveis que podem causar efeitos imediatos de radiação.

O acidente de Chernobyl quase dobrou o total mundial de mortes devido a acidentes de radiação até 1986 (de 32 para 61). (É interessante notar que os três mortos no acidente do reator SL-1 nos EUA estão listados como devido a uma explosão de vapor e que os dois primeiros a morrer em Chernobyl também não estão listados como mortes por acidentes de radiação.)

Fatores que influenciaram as consequências do acidente para a saúde no local

A dosimetria pessoal para as pessoas no local com maior risco não estava disponível. A ausência de náuseas ou vômitos nas primeiras seis horas após a exposição indicou com segurança aqueles pacientes que receberam menos do que doses absorvidas potencialmente fatais. Esta também foi uma boa indicação de pacientes que não necessitaram de atenção médica imediata devido à exposição à radiação. Esta informação juntamente com os dados de sangue (diminuição da contagem de linfócitos) foi mais útil do que os dados de dosimetria pessoal.

As roupas de proteção pesadas dos bombeiros (uma lona porosa) permitiram que produtos de fissão de alta atividade específica entrassem em contato com a pele nua. Essas doses beta causaram queimaduras graves na pele e foram um fator significativo em muitas das mortes. Cinquenta e seis trabalhadores sofreram queimaduras graves na pele. As queimaduras eram extremamente difíceis de tratar e eram um sério elemento complicador. Eles impossibilitaram a descontaminação dos pacientes antes do transporte para os hospitais.

Não houve cargas corporais de material radioativo interno clinicamente significativas neste momento. Apenas duas pessoas tinham cargas corporais altas (mas não clinicamente significativas).

Das cerca de 1,000 pessoas rastreadas, 115 foram hospitalizadas devido à síndrome de radiação aguda. Oito atendentes médicos que trabalhavam no local contraíram a síndrome de radiação aguda.

Como esperado, não houve evidência de exposição a nêutrons. (O teste procura sódio-24 (²⁴Na) no sangue.)

Fatores que influenciaram as consequências do acidente para a saúde fora do local

As ações protetivas públicas podem ser divididas em quatro períodos distintos.

1. As primeiras 24 horas: O público a favor do vento permaneceu dentro de casa com portas e janelas fechadas. A distribuição de iodeto de potássio (KI) começou a fim de bloquear a captação de ¹³¹I.
2. Um a sete dias: Pripyat foi evacuado depois que rotas de evacuação seguras foram estabelecidas. Estações de descontaminação foram estabelecidas. A região de Kiev foi evacuada. O número total de pessoas evacuadas foi de mais de 88,000.
3. Uma a seis semanas: O número total de pessoas evacuadas aumentou para 115,000. Todos estes foram examinados clinicamente e reassentados. O iodeto de potássio foi administrado a 5.4 milhões de russos, incluindo 1.7 milhão de crianças. As doses da tireoide foram reduzidas em cerca de 80 a 90^%. Dezenas de milhares de cabeças de gado foram retiradas das áreas contaminadas. Leite e alimentos locais foram proibidos em uma grande área (conforme ditado pelos níveis de intervenção derivados).
4. Depois de 6 semanas: O círculo de evacuação de 30 km de raio foi dividido em três subzonas: (a) uma zona de 4 a 5 km onde não se espera nenhuma reentrada pública em um futuro previsível, (b) uma zona de 5 a 10 km onde limitada a reentrada do público será permitida após um horário específico e (c) uma zona de 10 a 30 km onde o público poderá eventualmente retornar.

 

Um grande esforço foi despendido na descontaminação de áreas externas.

A dose radiológica total para a população da URSS foi relatada pelo Comitê Científico das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica (UNSCEAR) em 226,000 pessoas-Sv (72,000 pessoas-Sv cometidas durante o primeiro ano). O equivalente de dose coletiva estimado em todo o mundo é da ordem de 600,000 pessoa-Sv. O tempo e um estudo mais aprofundado refinarão essa estimativa (UNSCEAR 1988).

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Organizações internacionais

 

Agência internacional de energia atômica

PO Box 100

A-1400 Viena

ÁUSTRIA

 

Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação

Avenida Woodmont, 7910

Bethesda, Maryland 20814

U.S.A.

 

Comissão Internacional de Proteção Radiológica

Nº da caixa postal 35

Didcot, Oxfordshire

OX11RJ

Reino Unido

 

Associação Internacional de Proteção contra Radiação

Universidade de Tecnologia de Eindhoven

PO Box 662

5600 AR Eindhoven

PAÍSES BAIXOS

 

Comitê das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica

BERNAM ASSOCIADOS

Unidade de Montagem 4611-F

Lanham, Maryland 20706-4391

U.S.A.

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