Modulo n. 9 Roberto Mezzanotte

Presentazione sul tema: "Modulo n. 9 Roberto Mezzanotte"— Transcript della presentazione:

1 Modulo n. 9 Roberto Mezzanotte
UNIVERSITÀ DELLA CALABRIA Dipartimento 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

2 QUADRO GENERALE

3  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

4 sistemazione dei rifiuti radioattivi
Eredità da gestire: sistemazione dei rifiuti radioattivi (quasi 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)

5 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 m3 all’anno

6 Siti nucleari italiani
Ispra Saluggia Trino Pavia Boscomarengo Caorso Siti nucleari italiani Pisa Casaccia Latina Garigliano Trisaia CENTRALE ELETTRONUCLEARE REATTORE DI RICERCA Palermo ALTRI IMPIANTI

7 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)

8 SAFSTOR - DECON SAFSTOR Vantaggi 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 DECON Vantaggi 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

9 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

10 Iniziative per sollecitare azioni concrete
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

11 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

12 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)

13 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 nucleari gravi problemi per impieghi di radioisotopi accelerazione di attività di gestione dei rifiuti mantenimento delle competenze dell’ente di controllo e degli esercenti

14 Produzione annua di rifiuti pericolosi in Italia
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 Italia 3,6 milioni di m3

15 LA GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI

16 DEFINIZIONI D. L.vo n. 230/1995 e s.m.i.
IAEA Safety Series No. 111-G-l.l CLASSIFICATION OF RADIOACTIVE WASTE Waste, radioactive: for legal and regulatory purposes, radioactive waste may be defined as material that contains or is contaminated with radionuclides at concentrations or activities greater than clearance levels as established by the regulatory body, and for which no use is foreseen. (It should be recognized that this definition is purely for regulatory purposes, and that material with activity concentrations equal to or less than clearance levels is radioactive from a physical viewpoint, although the associated radiological hazards are negligible) 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

17 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) 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)

18 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

19 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 - ………

20 CLASSIFICAZIONE IAEA Prima 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

21 Classificazione attuale (1994)
Rifiuti ad alta attività Rifiuti a vita lunga livello di radioattività t. dimezzamento 30 anni Rifiuti a bassa e media attività a vita breve Bq/g emettitori alfa a lunga vita Rifiuti esenti tempo di dimezzamento

22 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 Bq/g per singolo manufatto - 400 Bq/g media di tutti manufatti

23 OPZIONI DI SMALTIMENTO
Classificazione IAEA – Modalità di smaltimento CATEGORIA CARATTERISTICHE OPZIONI DI SMALTIMENTO 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 Bq/g Smaltimento superficiale o in sito geologico 2.2 Vita lunga Emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni maggiori di Bq/g Smaltimento in sito geologico 3. Rifiuti a alta attività Potenza termica maggiore ~ 2 kW/ m3

24 CLASSIFICAZIONE UE Raccomandazione Commissione 1999
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 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 rifiuti 2.2 Residui a vita lunga: radionuclidi a vita lunga e emettitori alfa in concentrazioni maggiori 3. Residui ad alta radioattività: produzione di calore non trascurabile

25 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 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 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 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

26 DM 14 luglio 70 - Livelli di smaltimento in esenzione di rifiuti solidi (abrogato)
I gruppo di radiotossicità (Am241, Np237, Pu241, Ra228, Th228, U233……….) 10-3 mCi in 100 g (0,37 Bq/g) II gruppo di radiotossicità (Co60, Cs134, Cs137, I131, Sr90, Ir192……..) 10-2 mCi in 100g (3,7 Bq/g) III gruppo di radiotossicità (C14, P32, Tc99…….) 10-1 mCi in 100g (37 Bq/g) IV gruppo di radiotossicità (Tc99m, Th nat., U235, U238, U nat., U impoverito……) 1 mCi in 100g (370 Bq/g)

27 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

28 Guida Tecnica n. 26: Limiti di concentrazione
per rifiuti di II categoria condizionati emettitori t1/2 < 5 anni b/g emettitori t1/2 >100 anni b/g emettitori t1/2 >100 anni in metalli attivati b/g emettitori 5<t1/2 <100 anni Cs137 e Sr90 Co60 H3 Pu241 Cm 242 Radionuclidi t1/2 < 5 anni 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

29 RIFIUTI RADIOATTIVI ATTUALMENTE PRESENTI NEI SITI ITALIANI

30 RIPARTIZIONE NELLE TRE CATEGORIE

31 RIFIUTI PREVISTI DALLO SMANTELLAMENTO DEGLI IMPIANTI NUCLEARI ITALIANI

32 FASI DELLA GESTIONE PRODUZIONE RACCOLTA e TRASPORTO TRATTAMENTO e
Impianti nucleari (esercizio e disattivazione) Riprocessamento combustibile Impieghi di materie radioattive (medici, industriali, di ricerca) RACCOLTA e TRASPORTO TRATTAMENTO e CONDIZIONAMENTO STOCCAGGIO TEMPORANEO SMALTIMENTO

33 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.)

34 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

35 PROCESSI DI TRATTAMENTO
evaporazione filtrazione scambio ionico precipitazione incenerimento supercompattazione ……………….

36 Supercompattatore

37 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 Tc Ru100 (t1/2 15,8 s) + b) 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

38 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

39 Solidificazione: Condizionamento dei rifiuti liquidi o semiliquidi con produzione di una matrice solida omogenea Inglobamento: Condizionamento dei rifiuti solidi con produzione di una matrice solida eterogenea

40 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

41 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

42 Principali tecniche di condizionamento:
Cementazione: per rifiuti con contenuti di a emettitori e produzione di calore limitati Vetrificazione: per i rifiuti ad alta attività e lunga vita

43 “pizze” condizionate in matrice cementizia

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45 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

46 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

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48 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 - …………

49 Interramento Praticato anche in Italia negli anni’60 e ’70 Rifiuti interrati presenti in diversi siti nucleari Oggi recupero dei rifiuti interrati

50 - Pratica iniziata nel 1946 nel Pacifico orientale e
Affondamento in mare - Pratica iniziata nel 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 moratoria volontaria per tutti i rifiuti Nel 1993 estesa la convenzione a tutti i rifiuti radioattivi

51 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

52 DEPOSITO SUPERFICIALE (tipo modulare)
1. Fusto condizionato (manufatto) 2. Modulo 3. Cella 4. Rivestimento esterno

53 riempimento in malta cementizia manufatti (18 ) ~ 3 m MODULO IN C.A.

54 SCHEMA DI DEPOSITO GEOLOGICO
1. Tunnel di deposito 2. Gallerie di accesso ai tunnel. 3. Barriere ingegneristiche. 4. Barriere geologiche.

55 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

56 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

57 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

58 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

59 LIVELLI DI ALLONTANAMENTO*
(*rilascio – clearance)

60 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)

61 ESENZIONE SISTEMA ALLONTANAMENTO SOGGEZIONE REGOLATORIO ESCLUSIONE

62 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

63 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

64 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)

65 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

66 Scenari e dosi per il riciclo dell’acciaio
Polveri e fumi in fabbrica (ing. 4.3 –6; inal ) Trasporto Deposito Taglio Fusione Rilasci atmosfera (est ) (est ) (inal. 1.6 –5*) (est. ing. inal ) lavorazioni Lingotti (inal. 7.2 –8) prodotti scorie Dosi annue in Sv da 1 Bq/g del radionuclide critico (* 1 Bq/cm2)

67 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 Sv/a)

68 Per ciascun radionuclide
10 mSv Livello di allontanamento = ——————————— x 1 Bq/g dose scenario più gravoso Verifica dose collettiva (ipotesi di rilascio di t/anno) Arrotondamenti riferiti al 3 di ogni decade

69 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

70 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 sottoprodotti fondo di campo da calcio (inal.) discarica (lavoratori, occupazione dopo chiusura) (est. ing. inal.) Uso di prodotti (est.) attrezzature da laboratorio e domestiche pannelli decorativi strumento musicale

71 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, occupazione dopo chiusura) (est. ing. inal.)

72 Livelli di clearance per il riciclo di rottami metallici

73 Livelli di clearance per il riutilizzo diretto di oggetti metallici

74 Rilascio di edifici Demolizione edifici Trasporto Trasporto
Riutilizzo edifici occupazione ristrutturazioni Demolizione edifici Trasporto Trasporto Riutilizzo materiali con lavorazioni (framment. selezione) Riutilizzo materiali senza lavorazioni (riempimenti) Smaltimento in discarica dei materiali cementizi Costruzione fondazioni strade - …… Inerte per nuovo c.a. edilizia residenziale piattaforme ……..

75 Livelli di clearance per riutilizzo o demolizione di edifici
(attività totale nella struttura per unità di superficie) 1,3 E-2 nel caso il contributo del radionuclide sia maggiore del 10%

76 Livelli di clearance per la demolizione di edifici
(attività totale nella struttura per unità di superficie)

77 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%

78 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, h/anno 2. Inalazione di polveri da parte di un bambino, concentrazione 0,1 mg/m3, respirazione 0,24 m3/h, 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

79 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 100 mm di polvere per 1800 h/anno

80 Livelli generali di clearance

81 Attuazione della Direttiva 96/29/Euratom
D. 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)

82 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)

83 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

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85 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

86 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)

87 CONTAMINAZIONE DEI ROTTAMI METALLICI

88 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

89 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)

90 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