TOP IMPLART A FRASCATI AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE Sandro Sandri Responsabile Laboratorio IRP FUAC Frascati Esperto Qualificato di III grado ENEA - Istituto di Radioprotezione sandro.sandri@enea.it ENEA Frascati, 18 marzo 2014 AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Impianti del CR Frascati FTU: Frascati Tokamak Upgrade FNG: Frascati Neutron Generator FTU: macchina sperimentale Per fusione nucleare FNG: Generatore di neutroni Basato su reazione D-T Acceleratori ed 30: elettroni fino a 5 MeV e protoni fino a 85 MeV Oltre a macchine minori: Diffrattometri Generatori RF Generatori RX

Edificio 30 S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Possibile evoluzione a Frascati S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Configurazione iniziale S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Attuale potenzialità S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

In via di autorizzazione S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Caratteristiche TOP a 85 MeV S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Dosi intorno all’iniettore 7 MeV S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Fascio verso l’alto S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Dosi teoriche a 85 MeV Una perdita completa del fascio su un bersaglio di rame produce 4,7 109 n/sec, ovvero 3,7 104 n cm-2 s-1 ad 1 m dal punto di perdita adottando il fattore di conversione per neutroni da 2 MeV, pari a 214 10-12 Sv cm2 [ANS91], si arriva a valutare ad 1 m un rateo di dose di 28,8 mSv h-1 (senza considerare: frazione di fascio effettivamente persa, autoassorbimento e attenuazione degli schermi) La perdita reale di fascio lungo la linea non supererà un 5% e pertanto ad 1 m si avranno non più di 1,44 mSv h-1 La struttura del pozzo di spegnimento sarà così costituita: lo spessore del primo strato sarà di 5 mm di rame, seguiranno 30 cm di piombo e quindi 20 cm di polietilene Il fattore di trasmissione per neutroni di energia più elevata prodotti dai protoni su questa struttura è inferiore a 1 10-2 Considerando allora la produzione di neutroni su rame già valutata in precedenza, si ottiene ad 1 m dal pozzo un’intensità di fluenza neutronica pari a 3,7 102 n cm-2 s-1 con un’energia media molto ridotta che per cautela possiamo considerare pari ad alcuni MeV. Adottando il fattore di conversione per neutroni da 2 MeV si può valutare ad 1 m dal pozzo un rateo di dose di 0,288 mSv h-1. Per motivi di cautela possiamo considerare che le perdite lungo la linea essenzialmente nella parte finale dell’acceleratore determinino una dose analoga a quella uscente dal pozzo S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

ITER AUTORIZZATIVO Nulla Osta Cat. A ISPRA Istanza Regione documentata Ministero Sanità Ministero Sviluppo Economico Ministero Lavoro INAIL ISPESL Ministero Ambiente Ministero INterni VVFF S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Autorizzazioni ottenute e in corso DM del MICA n. XIII-375 emesso in data 20/11/1996 relativo all’autorizzazione all’esercizio dell’acceleratore RAC dell’edificio n. 30 del CR Frascati ai sensi art. 55 DPR 185/64 Nulla Osta di Categoria A: D.I. n. 254746/IMP/3, del 20 Maggio 2004, ai sensi art.27/28 D.Lgs 230/95 e s.m.i. Modifica silenzio-assenso richiesta a ottobre 2010, poi concessa Rinnovo settennale inviato e ottenuto a marzo 2011 Modifica richiesta nel 2012 (non ancora completato…) S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Attivazione I materiali più abbondanti nell'impianto TOP sono ferro, rame e piombo il piombo non è soggetto all’interazione diretta dei protoni nel valutare le problematiche di attivazione si sono considerate le interazioni di protoni su ferro e rame Applicando relazioni e dati reperibili in letteratura e considerando il flusso massimo di protoni, per le attività a saturazione dei radioisotopi di maggiore rilevanza prodotti nei casi prima definiti, si ottengono i valori riportati nella tabella seguente S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Attività a saturazione Materiale Bersaglio Isotopo prodotto T ½ Sezione d’urto specifica (mb) Attività a saturazione (Bq) Ferro (A=56) Co 56 78.8 giorni 5 102 6.7 1010   Co 55 17.5 h 2 101 2.68 109 V 48 15.97 giorni 1 1.34 108 Mn 52 5.6 giorni Rame (A=65) Zn 62 9.3 h 1 102 1.15 1010 Zn 65 244 giorni 2 102 2.31 1010 S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Attivazione del rame I dati di attivazione per il ferro sono riportati a solo titolo indicativo in quanto la perdita di potenza nelle strutture diverse dal pozzo (dove i protoni sono completamente fermati nello spessore iniziale di rame) è trascurabile. Per l’attivazione del rame alle attività a saturazione sono stati applicati dei fattori correttivi dipendenti dalla vita media che tengono anche conto dell'effettivo ciclo temporale di funzionamento, tali fattori sono pari a: 1 per vite medie inferiori a 2 ore; 0,12 per vite medie superiori a 30 g (corrispondente alla massima prevedibile frazione di tempo impiegata per il funzionamento effettivo della macchina durante periodi di tempo prolungati); (1 - exp(-8 h/ t ))/(1 - exp(-24 h/ t )) per vite medie intermedie (corrispondente ad assumere l'esecuzione di turni di 8 ore intervallati da pause di 16 ore fino a saturazione) S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Attivazione nel rame Nel rame si ha il fattore 0.12 per lo 65Zn e 0.62 per lo 62Zn con valori di attività rispettivamente di 2.77 GBq e 7.13 GBq. La costante gamma dello 65Zn è circa 8 10-2 mGy m2 h-1 GBq-1 per un rateo di dose non schermato a 1 m pari a circa 220 uSv/h da sommare alla dose dovuta allo 62Zn che può essere considerata della stessa entità Si valuta una dose ad 1 m dal pozzo senza schermo < 500 uSv/h il potere schermante del pozzo rispetto alle radiazioni degli isotopi prodotti è sicuramente inferiore a 1 10-6 È quindi trascurabile il contributo alla dose sia all’esterno sia all’interno del bunker subito dopo lo spegnimento della macchina Anche dalla parte aperta del pozzo l’emissione è trascurabile in quanto collimata dal pozzo stesso ed attenuata dalla macchina S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Attivazione dell’aria la principale reazione di attivazione in aria riguarda l’Ar-41, che si produce nella reazione n, su Ar-40 La produzione di N-16 e di O-19 da reazioni n, su N-15 e su O-18 è trascurabile a causa della bassissima sezione d’urto (rispettivamente 0,8 10-4 barns e 0,2 10-3 barns) La sezione d’urto per la produzione di Ar-41 è invece molto più elevata ovvero 0,53 barns Dalle valutazioni risulta che l’attività di 41Ar prodotta alla fine di un irraggiamento sarà al massimo 1,029 Bq in un volume molto limitato La concentrazione nel volume considerato di circa 2 m3 sarà quindi pari a circa 0,5 Bq/m3 Questa concentrazione moltiplicata per la dose efficace per unità di concentrazione integrata in aria per 41Ar pari a 5,3 10-9 Sv·g-1/Bq·m-3 fornisce una dose di 2,6 nSv al giorno per esposizione continuata dei L’accesso al locale bunker non deve quindi essere limitato a causa di questo problema S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Ritardo nell’accesso (?) Da quanto esposto si deduce che l'accesso al B1/BPM può essere consentito immediatamente dopo lo spegnimento del TOP. Il controllo della reale attivazione delle parti solide della macchina sarà comunque effettuato a cura dell’unità di radioprotezione dell’ENEA di Frascati S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Esposizione dei lavoratori I lavoratori sono esposti in modo significativo solo durante la permanenza nelle sale di controllo o nei bunker quando le macchine nei bunker adiacenti sono in funzione L'attività di un ricercatore che impiega gli acceleratori sarà ripartita lungo l'anno tra studi, sale controllo, e bunker; pertanto le 2000 ore annuali saranno divise nelle seguenti percentuali: 40% nello studio, 20% nella sala controllo, 40% nel bunker Per gli operatori di macchina si avrà invece la seguente ripartizione del tempo circa 30% nella sala controllo, un 40% nel bunker e il tempo rimanente nelle officine Le dosi valutate sono analoghe nei due casi e dell’ordine dei 2 mSv/anno senza considerare eventi anomali e malfunzionamenti S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Sistema di monitoraggio rete di misura ambientale con dispositivi passivi e monitor attivi. I primi sono dosimetri a integrazione per radiazione x e gamma del tipo a termoluminescenza (TLD) letti dal laboratorio Enea di Bologna I monitor attivi sono di due tipi principali: quattro camere a ionizzazione (modelli Silena IG5/A20 o Victoreen Area Monitor 745) e cinque rivelatori per neutroni (Alnor 2002 B) Sono inoltre disponibili monitor portatili per radiazioni gamma Victoreen mod. 471, nonchè rivelatori portatili per neutroni del tipo rem-counter, da utilizzare per mappature manuali o similari La verifica di buon funzionamento degli strumenti fissi e dei monitor portatili sarà effettuata almeno due volte all’anno. S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Risultati dosimetrici Posizione Dose valutata (mSv) (*) I° periodo (**) II° periodo (**) III° periodo (**) IV° periodo (**) I° sem annua (***) AAMC AR. UF. TEC. 1 0,20 0,00 AAMC BALLATOIO 1 AAMC CANC. MICRO 20 0,10 AAMC CONSOLLE CERENKOV AAMC CONSOLLE LINAC AAMC CONT. MIC. FEL 1 AAMC LAB. VUOTO TAVOLO AAMC PORTONE NORD 1 AAMC RF 1 AAMC RF RA 1 0,05 AAMC SALA CON. RA 1 AAMC SCHERM. EST 1 AAMC SCHERM. RACE AAMC UFFICI 1 AAMC STANZA FC 30011 BACHECA F.B. MIC * Al netto del fondo ambientale e strumentale ** Periodi relativi alle letture dosimetriche *** Somma dosi dall'inizio dell'anno S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

Sorveglianza per TOP Implart Pareti schermanti Fondamentale la limitazione di accesso in bunker Attenzione ai passaggi di cavi e utenze Periodica verifica e manutenzione dei sistemi di sicurezza Monitoraggio dei campi di radiazione con sistemi attivi e passivi Attenzione all’attivazione dove possibile S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE

FINE sandro.sandri@enea.it S. SANDRI - AUTORIZZAZIONI E RADIOPROTEZIONE