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UNIVERSITÀ DELLA CALABRIADipartimento di Fisica
MASTER “FERDOS”Formazione di Esperti in Radioprotezione e Dosimetria
Modulo n. 9 Trasporto Materiale Radioattivo e Gestione Rifiuti
Roberto Mezzanotte
II parte: gestione dei rifiuti radioattivi
QUADRO GENERALE
• Aprile 1986: incidente di Chernobyl
(spegnimento degli impianti italiani)
• Novembre 1987: Referendum
Chiusura delle attività per la produzione di
energia da fonte nucleare (1988)
Sostanziale mancanza di iniziative per oltre un decennio
Eredità da gestire:
• sistemazione dei rifiuti radioattivi (quasi 25000 m3 già presenti nei siti ove erano stati prodotti, spesso ancora allo stato originario – 6000 m3 in attesa di spedizione in Italia dall’Inghilterra)
• sistemazione del combustibile (circa 300 tonnellate presenti sugli impianti)
• disattivazione degli impianti (produzione di ulteriori decine di migliaia di m3 di rifiuti)
ULTERIORE PRODUZIONE DI RIFIUTI
• da attività “non nucleari” (impieghi medici, industriali e di ricerca)
• per il mantenimento in sicurezza degli impianti nucleari, anche se spenti
• incremento complessivo di 300-500 m3 all’anno
PaviaSaluggia Trino
Caorso
Latina
Garigliano
Trisaia
Casaccia
Boscomarengo
Palermo
Sitinucleariitaliani
CENTRALE ELETTRONUCLEARE
REATTORE DI RICERCA
ALTRI IMPIANTI
Pisa
Ispra
Strategia originariamente adottata dagli esercenti
custodia protettiva passiva (safstor)
- rimozione della radioattività asportabile con mezzi ordinari
- sigillatura della radioattività residua entro edifici dell’impianto
- conservazione dell’impianto nello stato così raggiunto per diversi decenni prima dello smantellamento
Alternativa: disattivazione accelerata (DECON)
SAFSTOR - DECON
SAFSTORVantaggi• Dosi ai lavoratori più basse• Riduzione del volume di rifiuti
radioattivi prodotti• Consente l’eventuale
stoccaggio dei rifiuti e del combustibile nel sito
Svantaggi• Sono necessarie sorveglianza e
manutenzione a lungo termine• Non è possibile utilizzare il
personale con esperienza di esercizio per lo smantellamento finale
• Onere per le generazioni future
DECONVantaggi• Possibilità di disporre del sito
in tempi brevi• Possibilità di utilizzare
pienamente il personale con esperienza di esercizio
• Non sono necessarie sorveglianza e manutenzione a lungo termine
Svantaggi• Dosi ai lavoratori più elevate• Disponibilità di un sito per lo
smaltimento dei rifiuti e per lo stoccaggio del combustibile irraggiato
Limiti della custodia protettiva passiva nello specifico caso italiano:n
• Mancanza di reali motivi radioprotezionistici per rimandare lo smantellamento
• Assenza di siti multipli
• Perdita delle competenze nazionali
• Onere lasciato alle generazioni future
Attività comunque svolte con lentezza
Azioni necessarie• condizionamento dei rifiuti già presenti sui siti• realizzazione di un sito nazionale per lo stoccaggio
dei rifiuti di bassa e media attività e di un deposito temporaneo per i rifiuti di alta attività e per il combustibile irraggiato
• istituzione o individuazione di un organismo per la gestione dei rifiuti radioattivi
• adozione della strategia della disattivazione accelerata (inizio immediato smantellamento impianti)
Iniziative per sollecitare azioni concrete
Eventi successivi (dal 1999)• costituzione della SOGIN • documento di indirizzo del Ministero
dell’Industria (disattivazione accelerata, sito nazionale, finanziamenti)
• gruppo di lavoro della Conferenza Stato-Regioni per la definizione della procedura per l’individuazione del sito nazionale di stoccaggio dei rifiuti radioattivi (prodotta relazione)
• attività della Commissione parlamentare di inchiesta sul ciclo dei rifiuti
• ridefinizione delle strategie e dei programmi SOGIN per la disattivazione delle centrali: “prato verde” sui 4 siti entro il 2020
• presentate istanze per l’autorizzazione alla disattivazione accelerata degli impianti SOGIN
• per Caorso lavori avviati in base a una prima autorizzazione parziale (agosto 2000)
• passaggio impianti ENEA a SOGIN (2003)
Problemi aperti
• necessità di disporre entro la fine del decennio di: sito (siti) nazionale per rifiuti media e bassa attività deposito temporaneo per rifiuti alta attività e combustibile irraggiato, precedentemente trasferito in contenitori a secco
• “Not in my backyard” • in caso di perdurante indisponibilità:
impossibilità procedere secondo piani attuali di disattivazione degli impianti nuclearigravi problemi per impieghi di radioisotopi
• accelerazione di attività di gestione dei rifiuti• mantenimento delle competenze dell’ente di controllo e degli esercenti
Rifiuti radioattivi:
un grosso problema di piccole dimensioni• 26000 m3 presenti oggi in Italia• 6000 m3 di ritorno dall’Inghilterra• alcune decine di migliaia di m3 dal decommissioning degli impianti nucleari• qualche centinaio di m3 di nuova produzione annuale
Produzione annua di rifiuti pericolosi in Italia3,6 milioni di m3
LA GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI
DEFINIZIONIIAEA Safety Series No. 111-G-l.lCLASSIFICATIONOF RADIOACTIVE WASTEWaste, radioactive: for legal and regulatory purposes, radioactive waste may bedefined as material that contains or is contaminated with radionuclides at concentrationsor activities greater than clearance levels as established by theregulatory body, and for which no use is foreseen. (It should be recognizedthat this definition is purely for regulatory purposes, and that material withactivity concentrations equal to or less than clearance levels is radioactive froma physical viewpoint, although the associated radiological hazards arenegligible)
D. L.vo n. 230/1995 e s.m.i.
Rifiuti radioattivi: qualsiasi materia radioattiva, ancorché contenuta in apparecchiature o dispositivi in genere, di cui non è previsto il riciclo o la riutilizzazione
D. L.vo n. 22/1997
Rifiuto: qualsiasi sostanza od oggetto che rientra nelle categorie riportate nell’Allegato A e di cui il detentore si disfi o abbia deciso o abbia l’obbligo di disfarsi
Waste management, radioactive:all activities, administrative and operational,that are involved in the handling, pretreatment, treatment, conditioning, transportation,storage and disposal of waste from a nuclear facility (IAEA Safety Series No. 111-G-l.l)
Gestione dei rifiuti: insieme delle attività concernenti i rifiuti: raccolta, cernita, trattamento e condizionamento, deposito, trasporto, allontanamento e smaltimento nell'ambiente (D. L.vo n. 230/1995 e s.m.i.)
Gestione: la raccolta, il trasporto, il recupero e lo smaltimento dei rifiuti, compreso il controllo di queste operazioni, nonché il controllo delle discariche e degli impianti di smaltimento dopo la chiusura (D. L.vo n. 22/1997)
PRINCIPI • Principi generali della radioprotezione:
giustificazione, ottimizzazione, limitazione delle dosi individuali
• Riduzione della produzione dei rifiuti radioattivi all’origine, in termini di massa, volume e attività
• Concentrazione e confinamento, oppure
• Diluizione e dispersione
CLASSIFICAZIONE DEI RIFIUTI
• Guida nelle varie fasi della gestione dei rifiuti• Facilità nella comunicazione• Diversi riferimenti possibili per sistemi di
classificazione in funzione dello scopo- radionuclidi contenuti- Concentrazione di attività- Tempo di dimezzamento- Tipo di radiazione emessa
- Produzione di calore
- ………
CLASSIFICAZIONE IAEAPrima classificazione (1981):• Rifiuti ad alta attività (high level waste):
- rifiuti liquidi da primo ciclo di separazione nel riprocessamento del combustibile irraggiato con presenza di prodotti di fissione e attinidi residui- rifiuti con livelli di radioattività tali da produrre notevoli quantità di calore- combustibile nucleare irraggiato, quando dichiarato rifiuto
• Rifiuti intermedi (intermediate level waste): per il loro
contenuto di radioattività richiedono schermature ma non provvedimenti per smaltimento del calore
• Rifiuti a bassa attività (low level waste): non richiedono schermature per le normali operazioni di movimentazione e trasporto
Classificazione attuale (1994)
tempo di dimezzamento
live
llo
d i r
adio
att i
vit à
t. di
mez
zam
ento
30
ann
i
Rifiuti esenti
Rifiuti ad alta attività
Rifiuti a bassa e media attività a vita breve
Rifiuti a vita lunga
400-4000 Bq/g emettitori alfa a lunga vita
Rifiuti esenti: concentrazione minore di livelli di rilascio (clearance) definiti dall’autorità competente
Rifiuti ad alta attività: produzione di calore maggiore di 2 kW/m3 (~104 TBq/m3)
Rifiuti a vita breve: concentrazione di alfa emettitori minore di- 4000 Bq/g per singolo manufatto- 400 Bq/g media di tutti manufatti
CATEGORIA CARATTERISTICHE OPZIONI DISMALTIMENTO
1. Rifiuti esenti Attività minire del livello di rilascio
Nessun vincolo radiologico
2. Rifiuti a bassa e media attività
Attività superiore al livello di rilascio – potenza termica
minore ~ 2 kW/ m3
2.1 Vita breve Emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni minori di 400-4000 Bq/g
Smaltimento superficiale o in sito geologico
2.2 Vita lunga Emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni maggiori di 400-4000 Bq/g
Smaltimento in sito geologico
3. Rifiuti a alta attività
Potenza termica maggiore ~ 2 kW/ m3
Smaltimento in sito geologico
Classificazione IAEA – Modalità di smaltimento
CLASSIFICAZIONE UE Raccomandazione Commissione 1999
1. Residui radioattivi di transizione: soprattutto di origine medica. Il decadimento avviene durante il deposito temporaneo e possono poi essere gestiti come rifiuti convenzionali fuori del sistema regolatorio, purché siano rispettati i livelli di clearance
2. Residui radioattivi a bassa e media attività: la concentrazione di radioattività è tale che la generazione di calore è bassa. I livelli di potenza termica sono specifici del sito 2.1 Residui a vita breve: radionuclidi con emivita inferiore o uguale a quella del Cs137 e Sr90 e emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni inferiori a 4000 Bq/g nel singolo manufatto e a 400 Bq/g nel volume totale dei rifiuti2.2 Residui a vita lunga: radionuclidi a vita lunga e emettitori alfa in concentrazioni maggiori
3. Residui ad alta radioattività: produzione di calore non trascurabile
CLASSIFICAZIONE ITALIANA Guida Tecnica n. 26 APAT - 1987
Prima
Categoria
Rifiuti radioattivi che richiedono sino a alcuni anni per decadere a concentrazioni di radioattività inferiori a quelle definite dal DM 14 luglio 1970 per l’esenzione dall’autorizzazione allo smaltimento di rifiuti radioattivi, o con radionuclidi a vita lunga già in concentrazioni inferiori.
Smaltibili nel rispetto delle leggi sui rifiuti convenzionali
Seconda
Categoria
Rifiuti radioattivi che richiedono da qualche decina ad alcune centinaia di anni per decadere a concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g o con radionuclidi a vita molto lunga già in concentrazione di quell’ordine
Terza
Categoria
Rifiuti che non rientrano nelle categorie precedenti, richiedendo migliaia di anni per decadere a concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g
I gruppo di radiotossicità
(Am241, Np237, Pu241, Ra228, Th228, U233……….)
10-3 Ci in 100 g (0,37 Bq/g)
II gruppo di radiotossicità
(Co60, Cs134, Cs137, I131, Sr90, Ir192……..)
10-2 Ci in 100g (3,7 Bq/g)
III gruppo di radiotossicità
(C14, P32, Tc99…….)
10-1 Ci in 100g (37 Bq/g)
IV gruppo di radiotossicità
(Tc99m, Th nat., U235, U238,
U nat., U impoverito……)
1 Ci in 100g (370 Bq/g)
DM 14 luglio 70 - Livelli di smaltimento in esenzione di rifiuti solidi (abrogato)
Le condizioni di esenzione del DM 14 luglio 1970 nella disciplina di legge attuale sostituite dall’esenzione generale per lo smaltimento di rifiuti alle seguenti condizioni:•concentrazione fino a 1 Bq/g•tempo di dimezzamento inferiore a 75 giorni•rispetto delle norme del D. L.vo n.22/1997
Negli altri casi: livelli di rilascio stabiliti caso per caso in base a riferimenti di dose
emettitori t1/2 < 5 anni
emettitori t1/2 >100 anni
emettitori t1/2 >100 anni in metalli attivati
emettitori 5<t1/2 <100 anni
Cs137 e Sr90
Co60
H3
Pu241
Cm 242
Radionuclidi t1/2 < 5 anni
370 Bq/g
370 Bq/g
3,7 kBq/g
37 kBq/g
3,7 MBq/g
37 MBq/g
1,85 MBq/g
13 kBq/g
74 kBq/g
37 MBq/g
Guida Tecnica n. 26: Limiti di concentrazione per rifiuti di II categoria condizionati
RIFIUTI RADIOATTIVI ATTUALMENTE PRESENTI NEI SITI ITALIANI
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
1° e 2° CAT. 3° CAT.
3° CAT. 0 0 12 90 315 66 10 0 0 0 339 140 40
1° e 2° CAT. 2192 911 945 2452 1280 55 3090 5178 34 279 2131 210 6054
SOGIN-
CaorsoSogin-Trino
SOGIN-
Latina
SOGIN-
Garigl.
ENEA-
Saluggia
ENEA-
Casaccia
ENEA-
TrisaiaNUCLECO
FIAT-
Saluggia
FN-
Boscom.CCR-Ispra CISAM-Pisa Altri
RIPARTIZIONE NELLE TRE CATEGORIE
I categoria33%
II categoria 63%
III categoria4%
6500
3600
18800
9600
1400970
1700 750300 590
5000
60
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
16000
18000
20000
vo
lum
e (
m3
)
SOGINCaorso
SOGINTrino
SOGINLatina
SOGINGarigl.
ENEASaluggia
ENEACasaccia
ENEATrisaia
NUCLECO FIATSaluggia
FNBoscom.
CCR Ispra CISAMPisa
RIFIUTI PREVISTI DALLO SMANTELLAMENTO DEGLI IMPIANTI NUCLEARI ITALIANI
FASI DELLA GESTIONE
PRODUZIONE
RACCOLTA eTRASPORTO
TRATTAMENTO e CONDIZIONAMENTO
STOCCAGGIOTEMPORANEO
SMALTIMENTO
• Impianti nucleari (esercizio e disattivazione)• Riprocessamento combustibile• Impieghi di materie radioattive (medici, industriali, di ricerca)
RACCOLTA
•Attività di intermediazione, associata o meno al trasporto dei rifiuti o a fasi successive della gestione
•Disciplinata dalla legge (art. 31 D. L.vo n. 230/1995 e s.m.i.)
TRATTAMENTO
Complesso di operazioni che, mediante l’applicazione di processi chimici e/o fisici, modificano la forma fisica e/o la composizione chimica dei rifiuti radioattivi, con l’obiettivo principale di operare una riduzione del volume e/o di preparare i rifiuti radioattivi alla successiva fase di condizionamento
PROCESSI DI TRATTAMENTO
• evaporazione• filtrazione• scambio ionico• precipitazione• incenerimento• supercompattazione• ……………….
Supercompattatore
TRASMUTAZIONE
Trasformazione di radionuclidi a vita lunga in radionuclidi a vita breve:•fissione degli attinidi•cattura neutronica o altre reazioni per prodotti di fissione (es Tc99 (t1/2 2,13 * 105 a) + n Tc100 Ru100 (t1/2 15,8 s) + )
Plutonio utilizzabile nel combustibile MOX per reattori termici
Altri attinidi fissionabili nei reattori veloci
Migliori rendimenti e maggiore sicurezza con sistemi sottocritici guidati da acceleratori di protoni con produzione di neutroni tramite spallazione
Alcuni impianti sperimentali in corso di realizzazione
CONDIZIONAMENTO
Processo effettuato con l’impiego di un agente solidificante all’interno di un contenitore allo scopo di produrre un manufatto (rifiuti radioattivi condizionati + contenitore) nel quale i radionuclidi sono inglobati in una matrice solida al fine di limitarne la mobilità potenziale
Solidificazione:Condizionamento dei rifiuti liquidi o semiliquidi conproduzione di una matrice solida omogenea
Inglobamento:Condizionamento dei rifiuti solidi con produzione di una matrice solida eterogenea
Nel caso di rifiuti solidi secchi al di sotto di determinati limiti di concentrazione è ammesso lo smaltimento senza condizionamento (Guida tecnica n. 26)
Radionuclidi t1/2 > 5 anni
Cs137 e Sr90
Radionuclidi t1/2 < 5 anni e Co60
370 Bq/g
740 Bq/g
18,5 kBq/g
Proprietà dell’agente solidificante
•Compatibilità fisica e chimica con i rifiuti•Omogeneità•Insolubilità e impermeabilità•Resistenza meccanica•Resistenza al calore e alle radiazioni•Stabilità nel tempo
Principali tecniche di condizionamento:
Cementazione: per rifiuti con contenuti di emettitori e produzione di calore limitati
Vetrificazione: per i rifiuti ad alta attività e lunga vita
“pizze” condizionate in matrice cementizia
Stato dei rifiuti presenti in Italia (totale m3 26000 circa)
Condizionati17%
Trattati22%
Non trattati61%
STOCCAGGIO TEMPORANEO
• Effettuato presso depositi ingegneristici idoneamente attrezzati, al fine di - consentire un eventuale abbattimento del calore di decadimento prodotto- attendere la disponibilità di un sito di smaltimento- attendere la disponibilità di altre soluzioni di lungo termine- ………………
• Situazione italiana: una decina di depositi di raccolta
Requisiti per i depositi temporanei(Guida tecnica n. 26)
• Ispezionabilità dei manufatti• Protezione da agenti meteorici• Protezione da eventi esterni (sisma, tromba
d’aria)• Sistemi di drenaggio con possibilità di
raccolta e campionamento dei liquidi drenati• Sistemi antincendio commisurati al carico di
fuoco• Inaccessibilità ai non addetti
SMALTIMENTO
Collocazione dei rifiuti, secondo modalità idonee, in un deposito, o in un determinato sito, senza intenzione di recuperarli (D. L.vo n. 230/1995 e s.m.)
Idee e pratiche del passato:- Interramento - Affondamento in mare- …………
Interramento
Praticato anche in Italia negli anni’60 e ’70Rifiuti interrati presenti in diversi siti nucleari
Oggi recupero dei rifiuti interrati
Affondamento in mare
- Pratica iniziata nel 1946 nel Pacifico orientale e
proseguita anche nell’Atlantico e nell’Artico
- Nel 1972 Convenzione di Londra vietava
l’affondamento di rifiuti ad alta attività (in vigore
dal 1975)
- Nel 1983 moratoria volontaria per tutti i rifiuti
- Nel 1993 estesa la convenzione a tutti i rifiuti radioattivi
Soluzioni considerate oggi valide:
• deposito superficiale o sub-superficiale per i rifiuti a bassa e media attività – alcune centinaia di anni di controllo istituzionale dopo la chiusura (10 dimezzamenti del Cs137 e Sr90)
• deposito geologico profondo per i rifiuti ad alta attività
In tutti i casi si applica il principio della barriera multipla tra radioattività e ambiente esterno
1. Fusto condizionato (manufatto)2. Modulo3. Cella4. Rivestimento esterno
DEPOSITO SUPERFICIALE (tipo modulare)
MODULO IN C.A.
manufatti (18 )riempimento inmalta cementizia
~ 3 m
1. Tunnel di deposito2. Gallerie di accesso ai tunnel.
3. Barriere ingegneristiche.4. Barriere geologiche.
SCHEMA DI DEPOSITO GEOLOGICO
PROGETTO DI DIRETTIVA UE
• Tutti i paesi debbono dotarsi di un deposito di smaltimento per i rifiuti a media e bassa attività entro il 2013
• Tutti i paesi debbono dotarsi di un deposito di smaltimento geologico per i rifiuti a alta attività entro il 2018
Il progetto è attualmente in discussione presso il Consiglio
Alcune soluzioni adottate, progettate o in corso di realizzazione• Spagna: deposito superficiale di tipo modulare• Francia: depositi superficiali di tipo monolitico• Svezia: deposito in gallerie sotto il livello del mare per
b/m attività• Gran Bretagna: deposito superficiale e progetto di
deposito profondo• Germania: depositi in miniere di ferro e di sale per b/m
attività• Svizzera: deposito in galleria (fianco di montagna) per
b/m attività• USA: depositi geologici per alta attività e combustibile
irraggiato e per residui della produzione militare
GESTIONE DEL COMBUSTIBILE IRRAGGIATO
Possibili due strategie:• Riprocessamento – trattamento chimico con
estrazione, per riutilizzo, di U e Pu (e “attinidi
minori” nell’ipotesi di ciclo “a doppio strato”) e produzione di rifiuti ad alta attività
• Smaltimento come rifiuto - in prospettiva in siti geologici profondi (es. Yucca Mountain)
In attesa: deposito temporaneo a lungo termine
Combustibile irraggiato in Italia
• Utilizzate oltre 1800 t in 25 anni• Quasi 1600 t spedite nel tempo al
riprocessamento in GB • 286 t rimanenti negli impianti italiani (stoccaggio
in piscina)• 53 t in via di trasferimento in GB per
riprocessamento • Per il combustibile rimanente previsto lo
stoccaggio in contenitori a secco di tipo “dual purpose” (trasporto e stoccaggio)
• Rientro dei rifiuti prodotti in GB
LIVELLI DI ALLONTANAMENTO*
(*rilascio – clearance)
TERMINOLOGIA• Esclusione: esposizioni considerate non
suscettibili di controllo (es. livello naturale di radiazioni)
• Esenzione: esposizioni teoricamente suscettibili di controllo ma sottratte alle prescrizione della regolamentazione per considerazioni di ottimizzazione (BRC) – Comunicazione e autorizzazione non obbligatorie
• Allontanamento: esenzione dalle prescrizioni della regolamentazione di materiali contenenti sostanze radioattive derivanti da pratiche soggette ad essa (rilascio nell’ambiente esterno)
ALLONTANAMENTO
ESCLUSIONE
REGOLATORIO
SISTEMA
SOGGEZIONE
Direttiva 96/29/Euratom
• Il riciclo, il riutilizzo e lo smaltimento di materiali contenenti sostanze radioattive derivanti da pratiche soggette a comunicazione o ad autorizzazione debbono essere preventivamente autorizzate, a meno che….
• …i livelli di radioattività non siano conformi a livelli di allontanamento stabiliti dalle autorità nazionali, secondo criteri fissati dalla Direttiva (Allegato I) e tenendo conto delle raccomandazioni EU
Criteri radioprotezionistici Direttiva 96/29
• dose individuale dell’ordine di 10 Sv/a• dose collettiva dell’ordine di 1 Sv-persona
per anno di pratica (in alternativa, dimostrazione che l’allontanamento è l’opzione ottimizzata)
I criteri stabiliti originariamente nella Safety Series n. 89 dell’AIEA (1988)
Livelli di allontanamento congruenti con i criteri sono indicati in raccomadazioni del Gruppo di esperti ex articolo 31 Trattato Euratom
Raccomandazioni EU• “Recommended radiological protection criteria for
the recycling of metals from the dismantling of nuclear installations” Radiation Protection 89 (1998)
• “Recommended radiological protection criteria for the clearance of buildings and building rubble from the dismantling of nuclear installations” Radiation Protection 113 (2000)
• “Practical use of the concepts of clearance and exemption - Part I: Guidance on general clearance levels for practices” Radiation Protection 122 (2000)
Livelli di allontanamento ottenuti tramite valutazioni di dosi individuali e collettive connesse a scenari di riciclo, riutilizzo o smaltimento di materiali contaminati con diversi radionuclidi
Scenari e dosi per il riciclo dell’acciaio
Polveri e fumi in fabbrica (ing. 4.3 –6; inal. 1.0 -5)
Trasporto Deposito Taglio Fusione Rilasci atmosfera(est. 8.6 -6) (est. 9.3 -7) (inal. 1.6 –5*) (est. ing. inal. 2.9 -8)
lavorazioni
Lingotti (inal. 7.2 –8)
prodottiscorie
Dosi annue in Sv da 1 Bq/g del radionuclide critico (* 1 Bq/cm2)
Macchina utensile (7.3 –6 Sv/a)
Cucina per comunità (1.5 –6 Sv/a) Prodotti Vessel di processo (3.4 –6 Sv/a) (esterna) Parti di imbarcazione (1.7 –5 Sv/a)
Armatura di edificio in c.a. (1.5 –6 Sv/a)
Radiatore riscaldamento (7.3 –7 Sv/a)
Campo sportivo (inalazione 4.0 –5 Sv/a)
Scorie Sito di smaltimento scorie e polveri(est. ing. inal. 4.8 –5 Sv/a)
Riutilizzo del sito dopo chiusura(est. ing. inal. adulti 2.6 –7; bambini 6.5 –7; lattanti 1.6 -
7Sv/a)
Per ciascun radionuclide
10 Sv Livello di allontanamento = ——————————— x 1 Bq/g
dose scenario più gravoso
• Verifica dose collettiva (ipotesi di rilascio di 10000 t/anno)
• Arrotondamenti riferiti al 3 di ogni decade
Con le stesse procedure studiati scenari analoghi per:
• riutilizzo diretto di componenti e strumenti (definizione di livelli di allontanamento in termini di attività superficiale)
• altri metalli: alluminio e rame
• riutilizzo di edifici e riciclo o smaltimento di materiali cementizi
• riciclo, riutilizzo o smaltimento di materiali generici
Rilascio di rottami di rame
Riprocessamento dei rottami- trasporto (est.)- taglio (est. inal.)- cumuli nel deposito (est.)
Fonderia e raffinazione - lavoratori in fonderia (inal. ing.)- scarichi nell’ambiente- manifattura di prodotti- elettroraffinazione
Uso di prodotti (est.)-attrezzature da laboratorio e domestiche- pannelli decorativi- strumento musicale
Uso di sottoprodotti-fondo di campo da calcio (inal.)- discarica (lavoratori, occupazionedopo chiusura) (est. ing. inal.)
Rilascio di rottami di alluminio
Riprocessamento dei rottami- trasporto (est.)- taglio (est. inal.)- cumuli nel deposito (est.)
Fonderia e raffinazione - lavoratori in fonderia (inal. ing.)- scarichi nell’ambiente- manifattura di prodotti
Uso di prodotti (est.)- mobili per ufficio- imbarcazione da pesca- panello ornamentale (controsoffittatura)- motore di automobile- radiatore per riscaldamento
Uso di sottoprodotti- additivo per cemento (est.)- discarica (lavoratori, occupazionedopo chiusura) (est. ing. inal.)
Concentrazione di massa
Contaminazione superficiale
Concentrazione di massa
Contaminazione superficiale
(Bq/ g) (Bq/ cm2) (Bq/ g) (Bq/ cm2)H 3 1000 100000 Gd 153 10 100C 14 100 1000 Tb 160 1 10Na 22 1 10 Tm 170 100 1000S 35 1000 1000 Tm 171 1000 10000Cl 36 10 100 Ta 182 1 10K 40 1 100 W 181 100 1000Ca 45 1000 100 W 185 1000 1000Sc 46 1 10 Os 185 1 10Mn 53 10000 100000 Ir 192 1 10Mn 54 1 10 Tl 204 1000 1000Fe 55 10000 10000 Pb 210 1 1Co 56 1 10 Bi 207 1 10Co 57 10 100 Po 210 1 0,1Co 58 1 10 Ra 226 1 0,1Co 60 1 10 Ra 228 1 1Ni 59 10000 10000 Th 228 1 0,1Ni 63 10000 10000 Th 229 1 0,1Zn 65 1 100 Th 230 1 0,1As 73 100 1000 Th 232 1 0,1Se 75 1 100 Pa 231 1 0,1Sr 85 1 100 U 232 1 0,1Sr 90 10 10 U 233 1 1Y 91 10 100 U 234 1 1Zr 93 10 100 U 235 1 1Zr 95 1 10 U 236 10 1Nb 93m 1000 10000 U 238 1 1Nb 94 1 10 Np 237 1 0,1Mo 93 100 1000 Pu 236 1 0,1Tc 97 1000 1000 Pu 238 1 0,1Tc 97m 1000 1000 Pu 239 1 0,1Tc 99 100 1000 Pu 240 1 0,1Ru 106 1 10 Pu 241 10 10Ag 108m 1 10 Pu 242 1 0,1Ag 110m 1 10 Pu 244 1 0,1Cd 109 10 100 Am 241 1 0,1Sn 113 1 100 Am 242m 1 0,1Sb 124 1 10 Am 243 1 0,1Sb 125 10 100 Cm 242 10 1Te 123m 10 100 Cm 243 1 0,1Te 127m 100 100 Cm 244 1 0,1I 125 1 100 Cm 245 1 0,1I 129 1 10 Cm 246 1 0,1Cs 134 1 10 Cm 247 1 0,1Cs 135 10 1000 Cm 248 1 0,1Cs 137 1 100 Bk 249 100 100Ce 139 10 100 Cf 248 10 1Ce 144 10 10 Cf 249 1 0,1Pm 147 10000 1000 Cf 250 1 0,1Sm 151 10000 1000 Cf 251 1 0,1Eu 152 1 10 Cf 252 1 0,1Eu 154 1 10 Cf 254 1 0,1Eu 155 10 1000 Es 254 10 1
RadionuclideRadionuclide
Livelli di clearance per il riciclo di rottami metallici
Contaminazione Contaminazione
Radionuclide Superficiale Radionuclide Superficiale
(Bq/ cm2) (Bq/ cm2)H 3 10000 Gd 153 10
C 14 1000 Tb 160 10
Na 22 1 Tm 170 1000
S 35 1000 Tm 171 10000
Cl 36 100 Ta 182 10
K 40 10 W 181 100
Ca 45 100 W 185 1000
Sc 46 10 Os 185 10
Mn 53 10000 Ir 192 10
Mn 54 10 Tl 204 100
Fe 55 1000 Pb 210 1
Co 56 1 Bi 207 1
Co 57 10 Po 210 0,1
Co 58 10 Ra 226 0,1
Co 60 1 Ra 228 1
Ni 59 10000 Th 228 0,1
Ni 63 1000 Th 229 0,1
Zn 65 10 Th 230 0,1
As 73 1000 Th 232 0,1
Se 75 10 Pa 231 0,1
Sr 85 10 U 232 0,1
Sr 90 10 U 233 1
Y 91 100 U 234 1
Zr 93 100 U 235 1
Zr 95 10 U 236 1
Nb 93m 1000 U 238 1
Nb 94 1 Np 237 0,1
Mo 93 100 Pu 236 0,1
Tc 97 100 Pu 238 0,1
Tc 97m 1000 Pu 239 0,1
Tc 99 1000 Pu 240 0,1
Ru 106 10 Pu 241 10
Ag 108m 1 Pu 242 0,1
Ag 110m 1 Pu 244 0,1
Cd 109 100 Am 241 0,1
Sn 113 10 Am 242m 0,1Sb 124 10 Am 243 0,1Sb 125 10 Cm 242 1Te 123m 100 Cm 243 0,1Te 127m 100 Cm 244 0,1I 125 100 Cm 245 0,1I 129 10 Cm 246 0,1Cs 134 1 Cm 247 0,1Cs 135 100 Cm 248 0,1Cs 137 10 Bk 249 100Ce 139 10 Cf 248 1Ce 144 10 Cf 249 0,1Pm 147 1000 Cf 250 0,1Sm 151 1000 Cf 251 0,1Eu 152 1 Cf 252 0,1Eu 154 1 Cf 254 0,1Eu 155 100 Es 254 1
Livelli di clearance per il riutilizzo diretto di oggetti metallici
Rilascio di edifici
Riutilizzo edifici-occupazione-ristrutturazioni
Demolizione edifici
Trasporto
Smaltimento indiscarica deimaterialicementizi
Trasporto
Riutilizzo materiali senza lavorazioni (riempimenti)
Riutilizzo materiali con lavorazioni(framment. selezione)
Costruzione- fondazioni- strade-- ……
Inerte per nuovo c.a. -edilizia residenziale- piattaforme- ……..
Contaminazione Contaminazione
Radionuclide Superficiale Radionuclide Superficiale
(Bq/ cm2) (Bq/ cm2)H 3 10000 Gd 153 10
C 14 1000 Tb 160 1
Na 22 1 Tm 170 1000
S 35 1000 Tm 171 1000
Cl 36 100 Ta 182 1
K 40 10 W 181 100
Ca 45 1000 W 185 1000
Sc 46 1 Os 185 10
Mn 53 10000 Ir 192 10
Mn 54 1 Tl 204 1000
Fe 55 10000 Pb 210 1
Co 56 1 Bi 207 1
Co 57 10 Po 210 10
Co 58 10 Ra 226 1
Co 60 1 Ra 228 1
Ni 59 100000 Th 228 0,1
Ni 63 10000 Th 229 0,1
Zn 65 1 Th 230 1
As 73 1000 Th 232 0,1
Se 75 10 Pa 231 0,1*
Sr 85 10 U 232 0,1
Sr 90 100 U 233 1
Y 91 1000 U 234 1
Zr 93 1000 U 235 1
Zr 95 1 U 236 1
Nb 93m 1000 U 238 1
Nb 94 1 Np 237 1
Mo 93 100 Pu 236 1
Tc 97 100 Pu 238 1
Tc 97m 100 Pu 239 0,1
Tc 99 100 Pu 240 0,1
Ru 106 10 Pu 241 10
Ag 108m 1 Pu 242 1
Ag 110m 1 Pu 244 1
Cd 109 100 Am 241 1
Sn 113 10 Am 242m 1Sb 124 1 Am 243 1Sb 125 1 Cm 242 1Te 123m 10 Cm 243 1Te 127m 100 Cm 244 1I 125 100 Cm 245 0,1I 129 10 Cm 246 1Cs 134 1 Cm 247 1Cs 135 1000 Cm 248 0,1Cs 137 1 Bk 249 100Ce 139 10 Cf 248 1Ce 144 10 Cf 249 0,1Pm 147 1000 Cf 250 1Sm 151 10000 Cf 251 0,1Eu 152 1 Cf 252 1Eu 154 1 Cf 254 1Eu 155 10 Es 254 1
1,3 E-2 nel caso il contributo del radionuclide sia maggiore del 10%
Livelli di clearance per riutilizzo o demolizione di edifici(attività totale nella struttura per unità di superficie)
Contaminazione Contaminazione
Radionuclide Superficiale Radionuclide Superficiale
(Bq/ cm2) (Bq/ cm2)H 3 10000 Gd 153 100
C 14 10000 Tb 160 10
Na 22 10 Tm 170 10000
S 35 100000 Tm 171 100000
Cl 36 100 Ta 182 10
K 40 10 W 181 1000
Ca 45 100000 W 185 1000000
Sc 46 10 Os 185 10
Mn 53 10000 Ir 192 100
Mn 54 10 Tl 204 1000
Fe 55 10000 Pb 210 1
Co 56 10 Bi 207 10
Co 57 100 Po 210 100
Co 58 10 Ra 226 1
Co 60 1 Ra 228 10
Ni 59 100000 Th 228 1
Ni 63 100000 Th 229 1
Zn 65 10 Th 230 1
As 73 10000 Th 232 1
Se 75 100 Pa 231 0,1
Sr 85 100 U 232 1
Sr 90 100 U 233 10
Y 91 100000 U 234 10
Zr 93 1000 U 235 10
Zr 95 10 U 236 10
Nb 93m 100000 U 238 10
Nb 94 10 Np 237 10
Mo 93 1000 Pu 236 10
Tc 97 1000 Pu 238 1
Tc 97m 1000 Pu 239 1
Tc 99 100 Pu 240 1
Ru 106 100 Pu 241 100
Ag 108m 10 Pu 242 1
Ag 110m 10 Pu 244 1
Cd 109 10000 Am 241 1
Sn 113 100 Am 242m 1Sb 124 10 Am 243 1Sb 125 10 Cm 242 100Te 123m 100 Cm 243 10Te 127m 10000 Cm 244 10I 125 10000 Cm 245 1I 129 10 Cm 246 1Cs 134 10 Cm 247 1Cs 135 10000 Cm 248 1Cs 137 10 Bk 249 1000Ce 139 100 Cf 248 10Ce 144 100 Cf 249 1Pm 147 10000 Cf 250 10Sm 151 10000 Cf 251 1Eu 152 10 Cf 252 10Eu 154 10 Cf 254 10Eu 155 100 Es 254 10
Livelli di clearance per la demolizione di edifici(attività totale nella struttura per unità di superficie)
Concentrazione Concentrazione
Radionuclide di massa Radionuclide di massa(Bq/ g) (Bq/ g)
H 3 100 Gd 153 10C 14 10 Tb 160 0,1
Na 22 0,1 Tm 170 100
S 35 1000 Tm 171 1000
Cl 36 1 Ta 182 0,1
K 40 1 W 181 10
Ca 45 1000 W 185 1000
Sc 46 0,1 Os 185 1
Mn 53 1000 Ir 192 0,1
Mn 54 0,1 Tl 204 100
Fe 55 1000 Pb 210 0,1
Co 56 0,1 Bi 207 0,1
Co 57 1 Po 210 1
Co 58 0,1 Ra 226 0,1
Co 60 0,1 Ra 228 0,1
Ni 59 1000 Th 228 0,1
Ni 63 1000 Th 229 0,1
Zn 65 1 Th 230 0,1
As 73 100 Th 232 0,1
Se 75 1 Pa 231 0,1*
Sr 85 1 U 232 0,1
Sr 90 1 U 233 1
Y 91 100 U 234 1
Zr 93 100 U 235 1
Zr 95 0,1 U 236 1
Nb 93m 1000 U 238 1
Nb 94 0,1 Np 237 0,1
Mo 93 100 Pu 236 0,1
Tc 97 10 Pu 238 0,1
Tc 97m 10 Pu 239 0,1
Tc 99 1 Pu 240 0,1
Ru 106 1 Pu 241 1
Ag 108m 0,1 Pu 242 0,1
Ag 110m 0,1 Pu 244 0,1
Cd 109 100 Am 241 0,1
Sn 113 1 Am 242m 0,1Sb 124 100 Am 243 0,1Sb 125 1 Cm 242 1Te 123m 1 Cm 243 0,1Te 127m 100 Cm 244 0,1I 125 100 Cm 245 0,1I 129 0,1 Cm 246 0,1Cs 134 0,1 Cm 247 0,1Cs 135 1000 Cm 248 0,1**Cs 137 1 Bk 249 10Ce 139 1 Cf 248 1Ce 144 10 Cf 249 0,1Pm 147 1000 Cf 250 0,1Sm 151 1000 Cf 251 0,1Eu 152 0,1 Cf 252 0,1Eu 154 0.01 Cf 254 0,1Eu 155 10 Es 254 0,1
Livelli di clearance per i materiali cementizi(concentrazione di massa)
* 3,5 E-3 nel caso il contributo del radionuclide sia maggiore del 10%
** 2,6 E-2 nel caso il contributo del radionuclide sia maggiore del 10%
Scenari per i livelli di clearance generali
Inalazione:1. Inalazione di polveri da parte di un lavoratore, concentrazione 1 mg/m3, respirazione 1,2 m3/h,
1800 h/anno
2. Inalazione di polveri da parte di un bambino,
concentrazione 0,1 mg/m3, respirazione 0,24 m3/h, 8760 h/anno
Ingestione: 1. Ingestione di 20 g/anno da parte di un lavoratore attraverso il percorso mani-bocca
2. Ingestione di 100 g/anno da parte di bambino attraverso l’ingestione di terreno contaminato
Esposizione esterna: 1. Lavoratore di una discarica, 1800 h/anno, 10% di materiale contaminato
2. Guidatore di autocarro per il trasporto di materiale contaminato 200 h/anno
3. Persona che vive in una casa costruita con 2% di materiale cementizio contaminato 7000 h/anno
Dose pelle: mani e avambracci di un lavoratore coperti da 100m di polvere per 1800 h/anno
H-3 100 Sb-122 1 Tl-200 1Be-7 10 Sb-124 0,1 Tl-201 10C-14 10 Sb-125+ 1 Tl-202 1Na-22 0,1 Te-123m 1 Tl-204 10P-32 100 Te-125m 100 Pb-203 1P-33 100 Te-127m+ 10 Pb-210+ 0,01S-35 100 Te-129m+ 10 Bi-206 0,1Sc-48 0,1 Te-131m+ 1 Bi-207 0,1V-48 0,1 Te-132+ 0,1 Bi-210 10Cr-51 10 Te-134 1 Po-210 0,01Mn-52 0,1 I-125 1 Ra-223+ 1Mn-53 1000 I-126 1 Ra-224+ 1Mn-54 0,1 I-129 0,1 Ra-225 1Fe-55 100 I-131+ 1 Ra-226+ 0,01Fe-59 0,1 Cs-129 1 Ra-228+ 0,01Co-56 0,1 Cs-131 1000 Ac-227+ 0,01Co-57 1 Cs-132 1 Th-227 1Co-58 0,1 Cs-134 0,1 Th-228+ 0,1Co-60 0,1 Cs-135 10 Th-229+ 0,1Ni-59 100 Cs-136 0,1 Th-230 0,1Ni-63 100 Cs-137+ 1 Th-231 100Zn-65 1 Ba-131 1 Th-232+ 0,01Ge-71 10000 Ba-140 0,1 Th-234+ 10As-73 100 La-140 0,1 Pa-230 1As-74 1 Ce-139 1 Pa-231 0,01As-76 1 Ce-141 10 Pa-233 1As-77 100 Ce-143 1 U-230+ 1Se-75 1 Ce-144+ 10 U-231 10Br-82 0,1 Pr-143 100 U-232+ 0,1Rb-86 10 Nd-147 10 U-233 1Sr-85 1 Pm-147 100 U-234 1Sr-89 10 Pm-149 100 U-235+ 1Sr-90+ 1 Sm-151 100 U-236 1Y-90 100 Sm-153 10 U-237 10Y-91 10 Eu-152 0,1 Pu-239 0,1Zr-93 10 Eu-154 0,1 Pu-240 0,1Zr-95+ 0,1 Eu-155 10 Pu-241 1Nb-93m 100 Gd-153 10 Pu-242 0,1Nb-94 0,1 Tb-160 0,1 Pu-244+ 0,1Nb-95 1 Dy-166 10 Am-241 0,1Mo-93 10 Ho-166 10 Am-242m+ 0,1Mo-99+ 1 Er-169 100 Am-243+ 0,1Tc-96 0,1 Tm-170 10 Cm-242 1Tc-97 10 Tm-171 100 Cm-243 0,1Tc-97m 10 Yb-175 10 Cm-244 0,1Tc-99 1 Lu-177 10 Cm-245 0,1Ru-97 1 Hf-181 1 Cm-246 0,1Ru-103+ 1 Ta-182 0,1 Cm-247+ 0,1Ru-106+ 1 W-181 10 Cm-248 0,1Rh-105 10 W-185 100 Bk-249 10Pd-103+ 1000 Re-186 100 Cf-246 10Ag-105 1 Os-185 1 Cf-248 1Ag-108m+ 0,1 Os-191 10 Cf-249 0,1Ag-110m+ 0,1 Os-193 10 Cf-250 0,1Ag-111 10 Ir-190 0,1 Cf-251 0,1Cd-109+ 10 Ir-192 0,1 Cf-252 0,1Cd-115+ 1 Pt-191 1 Cf-253+ 1Cd-115m+ 10 Pt-193m 100 Cf-254 0,1In-111 1 Au-198 1 Es-253 1In-114m+ 1 Au-199 10 Es-254+ 0,1Sn-113+ 1 Hg-197 10 Es-254m+ 1Sn-125 1 Hg-203 1
Livelli generali di clearance
Attuazione della Direttiva 96/29/EuratomD. L.vo n. 241/2000 a modifica del D. L.vo n. 230/1995• Riciclo, riutilizzo o smaltimento di materiali contenenti
sostanze radioattive provenienti da installazioni soggette a comunicazione o autorizzazione sono soggette alle norme del decreto a partire da “soglia zero” (Allegato I, par. 6, lettere c) e d))
• Esplicito riferimento ai criteri radioprotezionistici EU (art.
2, comma 6, e Allegato I, par. 0) Attuazione più stringente
• Esenzione generale per riciclo, riutilizzo e smaltimento di materiali contenenti radionuclidi con tempo di dimezzamento < 75 giorni in concentrazione < 1 Bq/g (art. 154, comma 2)
Per concentrazioni > 1 Bq/g e per gli altri radionuclidi: • per gli impianti di cui ai capi IV, VI e VII
l’allontanamento è soggetto ad apposite prescrizioni da prevedere nei rispettivi provvedimenti autorizzativi (art. 154, comma 3 bis);
• per le pratiche soggette a comunicazione l’allontanamento è soggetto ad autorizzazione rilasciata da autorità stabilite con leggi regionali (art. 30)
• In tutti i casi i livelli di rilascio devono soddisfare i criteri radioprotezionistici e tener conto delle raccomandazioni EU (artt. 154, comma 3 bis, e 30)
Caso Caorso
Primo caso di definizione dei livelli di allontanamento: prescrizioni allegate al decreto autorizzativo per la disattivazione della centrale di Caorso
Per ogni radionuclide utilizzata una griglia di criteri:• Livello di allontanamento < livello raccomandato EU • Livello di allontanamento < livello generale di
esenzione stabilito dalla legge (1 Bq/g)• Livello di allontanamento < valore proposto
dall’esercente
Radionuclide Materiali metallici Materiali cementizi Altri materiali
massa (Bq/g)
superficie..
(Bq/cm2)
massa (Bq/g)
superficie
.(Bq/cm2)
massa (Bq/g)
H3 1 10000 1 10000 0,1 C14 1 1000 1 1000 0,1
Mn54 1 10 0,1 1 0,1 Fe55 1 1000 1 10000 0,1 Co60 1 1 0,1 1 0,1 Ni59 1 1000 1 10000 0,1 Ni63 1 1000 1 10000 0,1 Sr90 1 1 1 100 0,1
Sb125 1 10 1 1 0,1 Cs134 0,1 1 0,1 1 0,1 Cs137 1 10 1 1 0,1 Eu152 1 1 0,1 1 0,1
Eu154 1 1 0,1 1 0,1
emett. alfa
0,1 0,1 0,1 0,1 0,01
Pu241 1 1 1 10 0,1
Alcune considerazioni• Per Caorso approccio pragmatico: nel
rispetto dei criteri radioprotezionistici nessuna ricerca di congruenza tra livelli per concentrazione di massa e di superficie
• I livelli di allontanamento valgono solo per la pratica specifica e non costituiscono livello generale di esenzione per lo stesso tipo di materiali di altra origine
• La disciplina si applica alle intere installazioni e non solo alle zone controllate
• Nessuna autorizzazione necessaria per materiali non contaminati
• La conformità della concentrazione di massa al corrispondente livello di allontanamento va comunque verificata (possibile riciclo dopo il riutilizzo)
CONTAMINAZIONE
DEI ROTTAMI METALLICI
Numerosi casi di presenza di sorgenti radioattive o di radiocontaminazione nei rottami diretti al riciclo in fonderia• Incidenti avvenuti in Italia• Incidenti avvenuti in altri paesi
Misure di controllo adottate in Italia dall’inizio degli anni ’90
Provvedimenti richiesti dal D. L.vo n. 230/1995:
• Obbligo di sorveglianza radiometrica sui rottami da parte degli esercenti attività industriali e commerciali (art. 157) – mancanza del decreto applicativo
• Obbligo di comunicazione al prefetto e agli organi locali del SSN da parte degli stessi soggetti e dei trasportatori in caso di eventi con materie radioattive (art. 100)
• Obbligo per tutti di comunicazione all’autorità di pubblica sicurezza del ritrovamento di materie radioattive riconoscibili come tali (art. 25)
Realizzata dal Ministero delle Attività Produttive una rete di “portali” per il controllo automatizzato dei carichi di rottami in transito nei punti di accesso in Italia
Installati complessivamente 30 portali
Gestione affidata ai VVF
Iniziative italiane per l’assunzione di provvedimenti legislativi e protettivi analoghi a livello UE
In altri paesi provvedimenti su base volontaristica