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
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
Ispra
Saluggia
Trino
Pavia
Boscomarengo
Caorso
Siti
nucleari
italiani
Pisa
Casaccia
Latina
Garigliano
Trisaia
CENTRALE
ELETTRONUCLEARE
REATTORE DI
RICERCA
Palermo
ALTRI IMPIANTI
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
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
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
• Sono necessarie sorveglianza e
manutenzione a lungo termine Svantaggi
• Non è possibile utilizzare il
• Dosi ai lavoratori più elevate
personale con esperienza di
• Disponibilità di un sito per lo
esercizio per lo
smaltimento dei rifiuti e per
smantellamento finale
lo stoccaggio del
• Onere per le generazioni future
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 nucleari
gravi 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 Italia
3,6 milioni di m3
LA GESTIONE DEI RIFIUTI
RADIOATTIVI
DEFINIZIONI
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
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 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
Classificazione attuale (1994)
Rifiuti ad alta attività
Rifiuti a vita lunga
Rifiuti a bassa e media
attività a vita breve
400-4000 Bq/g emettitori alfa a lunga vita
Rifiuti esenti
tempo di dimezzamento
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
Classificazione IAEA – Modalità di smaltimento
CATEGORIA
CARATTERISTICHE
1. Rifiuti esenti
Attività minire del livello di
rilascio
2. Rifiuti a bassa e
media attività
Attività superiore al livello
di rilascio – potenza termica
minore ~ 2 kW/ m3
OPZIONI DI
SMALTIMENTO
Nessun vincolo
radiologico
2.1 Vita breve
Emettitori alfa a vita lunga in Smaltimento superficiale
concentrazioni minori di 400- o in sito geologico
4000 Bq/g
2.2 Vita lunga
Emettitori alfa a vita lunga in
concentrazioni maggiori di
400-4000 Bq/g
3. Rifiuti a alta
attività
Smaltimento in sito
geologico
Potenza termica maggiore ~ Smaltimento in sito
geologico
2 kW/ m3
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 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
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
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)
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
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
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
RIFIUTI RADIOATTIVI ATTUALMENTE
PRESENTI NEI SITI ITALIANI
7000
6000
1° e 2° CAT.
3° CAT.
5000
4000
3000
2000
1000
0
SOGINCaorso
3° CAT.
1° e 2° CAT.
Sogin-Trino
SOGIN-
SOGIN-
ENEA-
ENEA-
ENEA-
Latina
Garigl.
Saluggia
Casaccia
Trisaia
NUCLECO
FIAT-
FN-
Saluggia
Boscom.
CCR-Ispra CISAM-Pisa
Altri
0
0
12
90
315
66
10
0
0
0
339
140
40
2192
911
945
2452
1280
55
3090
5178
34
279
2131
210
6054
RIPARTIZIONE NELLE TRE CATEGORIE
III categoria
4%
II categoria
63%
I categoria
33%
RIFIUTI PREVISTI DALLO SMANTELLAMENTO
DEGLI IMPIANTI NUCLEARI ITALIANI
20000
18800
18000
16000
volume (m3)
14000
12000
9600
10000
8000
6500
5000
6000
3600
4000
1400
2000
970
1700
750
300
590
60
0
SOGIN
Caorso
SOGIN
Trino
SOGIN
Latina
SOGIN
Garigl.
ENEA
Saluggia
ENEA
Casaccia
ENEA
Trisaia
NUCLECO
FIAT
Saluggia
FN
CCR Ispra
Boscom .
CISAM
Pisa
FASI DELLA GESTIONE
PRODUZIONE
• Impianti nucleari
(esercizio e
disattivazione)
• Riprocessamento
combustibile
• Impieghi di materie
radioattive
(medici, industriali,
di ricerca)
RACCOLTA e
TRASPORTO
TRATTAMENTO e
CONDIZIONAMENTO
STOCCAGGIO
TEMPORANEO
SMALTIMENTO
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
• ……………….
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) + 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
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 con
produzione 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
370 Bq/g
740 Bq/g
Radionuclidi t1/2 < 5 anni e Co60
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)
Condizionati
17%
Non trattati
61%
Trattati
22%
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 ’70
Rifiuti 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
DEPOSITO SUPERFICIALE (tipo modulare)
1. Fusto condizionato (manufatto)
2. Modulo
3. Cella
4. Rivestimento esterno
riempimento in
malta cementizia
manufatti (18 )
~3m
MODULO IN C.A.
SCHEMA DI DEPOSITO GEOLOGICO
1. Tunnel di deposito
2. Gallerie di accesso
ai tunnel.
3. Barriere ingegneristiche.
4. Barriere geologiche.
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)
SISTEMA
ALLONTANAMENTO
SOGGEZIONE
REGOLATORIO
ESCLUSIONE
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 mSv/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
(est. 8.6 -6)
(est. 9.3 -7)
(inal. 1.6 –5*)
Rilasci atmosfera
(est. ing. inal. 2.9 -8)
lavorazioni
Lingotti
(inal. 7.2 –8)
prodotti
scorie
Dosi annue in Sv da 1 Bq/g del radionuclide critico (* 1 Bq/cm2)
Prodotti
(esterna)
Macchina utensile (7.3 –6 Sv/a)
Cucina per comunità (1.5 –6 Sv/a)
Vessel di processo (3.4 –6 Sv/a)
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 mSv
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
Uso di sottoprodotti
-fondo di campo da calcio (inal.)
- discarica (lavoratori, occupazione
dopo 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, occupazione
dopo chiusura) (est. ing. inal.)
Livelli di clearance per il riciclo di rottami metallici
Radionuclide
H 3
C 14
Na 22
S 35
Cl 36
K 40
Ca 45
Sc 46
Mn 53
Mn 54
Fe 55
Co 56
Co 57
Co 58
Co 60
Ni 59
Ni 63
Zn 65
As 73
Se 75
Sr 85
Sr 90
Y 91
Zr 93
Zr 95
Nb 93m
Nb 94
Mo 93
T c 97
T c 97m
T c 99
Ru 106
Ag 108m
Ag 110m
Cd 109
Sn 113
Sb 124
Sb 125
T e 123m
T e 127m
I 125
I 129
Cs 134
Cs 135
Cs 137
Ce 139
Ce 144
Pm 147
Sm 151
Eu 152
Eu 154
Eu 155
Concentrazione di
massa
Contaminazione
superficiale
(Bq/g)
1000
100
1
1000
10
1
1000
1
10000
1
10000
1
10
1
1
10000
10000
1
100
1
1
10
10
10
1
1000
1
100
1000
1000
100
1
1
1
10
1
1
10
10
100
1
1
1
10
1
10
10
10000
10000
1
1
10
(Bq/cm2 )
100000
1000
10
1000
100
100
100
10
100000
10
10000
10
100
10
10
10000
10000
100
1000
100
100
10
100
100
10
10000
10
1000
1000
1000
1000
10
10
10
100
100
10
100
100
100
100
10
10
1000
100
100
10
1000
1000
10
10
1000
Radionuclide
Gd 153
T b 160
T m 170
T m 171
T a 182
W 181
W 185
Os 185
Ir 192
T l 204
Pb 210
Bi 207
Po 210
Ra 226
Ra 228
T h 228
T h 229
T h 230
T h 232
Pa 231
U 232
U 233
U 234
U 235
U 236
U 238
Np 237
Pu 236
Pu 238
Pu 239
Pu 240
Pu 241
Pu 242
Pu 244
Am 241
Am 242m
Am 243
Cm 242
Cm 243
Cm 244
Cm 245
Cm 246
Cm 247
Cm 248
Bk 249
Cf 248
Cf 249
Cf 250
Cf 251
Cf 252
Cf 254
Es 254
Concentrazione di
massa
Contaminazione
superficiale
(Bq/g)
10
1
100
1000
1
100
1000
1
1
1000
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
1
10
1
1
1
1
1
1
10
1
1
1
1
1
10
1
1
1
1
1
1
100
10
1
1
1
1
1
10
(Bq/cm2 )
100
10
1000
10000
10
1000
1000
10
10
1000
1
10
0,1
0,1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
1
1
1
1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
10
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
100
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
1
Livelli di clearance per il riutilizzo diretto di oggetti metallici
Co nt aminazio ne
Radio nuclide
H 3
C 14
Na 22
Superficiale
Co nt aminazio ne
Radio nuclide
(Bq/cm2)
10000
Gd 153
1000
T b 160
Superficiale
(Bq/cm2)
10
10
1
T m 170
1000
S 35
1000
T m 171
10000
Cl 36
100
K 40
10
W
181
100
Ca 45
100
W
185
1000
Sc 46
10
T a 182
O s 185
10
10
Mn 53
10000
Ir 192
10
Mn 54
10
T l 204
100
Fe 55
1000
Co 56
1
Pb 210
Co 57
10
Po 210
0,1
Co 58
10
Ra 226
0,1
Co 60
1
Ra 228
1
Ni 59
10000
T h 228
0,1
Ni 63
Bi 207
1
1
1000
T h 229
0,1
Zn 65
10
T h 230
0,1
A s 73
1000
T h 232
0,1
Se 75
10
Pa 231
0,1
Sr 85
10
U 232
0,1
Sr 90
10
U 233
1
100
U 234
1
Zr 93
100
U 235
1
Zr 95
10
U 236
1
1000
U 238
Y
91
Nb 93m
1
Nb 94
1
Np 237
0,1
Mo 93
100
Pu 236
0,1
T c 97
100
Pu 238
0,1
T c 97m
1000
Pu 239
0,1
T c 99
1000
Pu 240
0,1
10
Pu 241
10
1
Pu 242
0,1
1
Pu 244
0,1
A m 241
0,1
Ru 106
A g 108m
A g 110m
Cd 109
Sn 113
Sb 124
Sb 125
T e 123m
T e 127m
I 125
I 129
Cs 134
Cs 135
Cs 137
Ce 139
Ce 144
Pm 147
Sm 151
Eu 152
Eu 154
Eu 155
100
10
10
10
100
100
100
10
1
100
10
10
10
1000
1000
1
1
100
A m 242m
A m 243
Cm 242
Cm 243
Cm 244
Cm 245
Cm 246
Cm 247
Cm 248
Bk 249
Cf 248
Cf 249
Cf 250
Cf 251
Cf 252
Cf 254
Es 254
0,1
0,1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
100
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
1
Rilascio di edifici
Riutilizzo edifici
-occupazione
-ristrutturazioni
Demolizione edifici
Trasporto
Riutilizzo materiali
con lavorazioni
(framment. selezione)
Costruzione
- fondazioni
- strade
-- ……
Riutilizzo materiali
senza lavorazioni
(riempimenti)
Inerte per nuovo c.a.
-edilizia residenziale
- piattaforme
- ……..
Trasporto
Smaltimento in
discarica dei
materiali
cementizi
Livelli di clearance per riutilizzo o demolizione di edifici
(attività totale nella struttura per unità di superficie)
Co nt aminazio ne
Radio nuclide
Superficiale
Co nt aminazio ne
Radio nuclide
2
H 3
C 14
Na 22
S 35
Cl 36
Gd 153
1000
Tb 160
Superficiale
(Bq/cm2)
10
1
1
Tm 170
1000
1000
Tm 171
1000
100
Ta 182
1
10
W 181
100
Ca 45
1000
W 185
1000
Sc 46
1
K 40
Os 185
10
Mn 53
10000
Ir 192
10
Mn 54
1
Tl 204
1000
Fe 55
10000
Pb 210
Bi 207
1
Co 56
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
1
0,1
10000
Th 229
Zn 65
1
Th 230
1
A s 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
1000
U 238
1
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
10
Pu 241
10
A g 108m
1
Pu 242
1
A g 110m
1
Pu 244
1
A m 241
1
Nb 93m
Nb 94
Ru 106
Cd 109
1,3 E-2 nel caso il
contributo del
radionuclide sia
maggiore del 10%
(Bq/cm )
10000
Sn 113
Sb 124
Sb 125
Te 123m
Te 127m
I 125
I 129
Cs 134
Cs 135
Cs 137
Ce 139
Ce 144
Pm 147
Sm 151
Eu 152
Eu 154
Eu 155
100
10
1
1
10
100
100
10
1
1000
1
10
10
1000
10000
1
1
10
A m 242m
A m 243
Cm 242
Cm 243
Cm 244
Cm 245
Cm 246
Cm 247
Cm 248
Bk 249
Cf 248
Cf 249
Cf 250
Cf 251
Cf 252
Cf 254
Es 254
1
1
1
1
1
0,1
1
1
0,1
100
1
0,1
1
0,1
1
1
1
Livelli di clearance per la demolizione di edifici
(attività totale nella struttura per unità di superficie)
Co nt aminazio ne
Rad io nuclid e
S up erficiale
Co nt aminazio ne
Rad io nuclid e
2
H 3
C 14
Na 22
S
35
Cl 36
(Bq /cm )
10000
Gd
153
10000
Tb
160
S up erficiale
(Bq /cm2)
100
10
10
Tm 170
10000
100000
Tm 171
100000
100
Ta 182
10
10
W 181
1000
Ca 45
100000
W 185
1000000
S c 46
10
K 40
Mn
53
Mn
54
Fe 55
Os 185
10
10000
Ir 192
100
10
Tl 204
1000
10000
Pb
210
Bi 207
1
Co
56
10
Co
57
100
Co
58
10
Ra 226
1
Co
60
1
Ra 228
10
Po
210
10
100
Ni 59
100000
Th
228
1
Ni 63
100000
Th
229
1
10
Th
230
1
A s 73
10000
Th
232
S e 75
100
Pa 231
S r 85
100
U 232
1
S r 90
100
U 233
10
Zn
65
Y 91
1
0,1
100000
U 234
10
Zr 93
1000
U 235
10
Zr 95
10
U 236
10
100000
U 238
10
10
Np
237
10
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
Nb
93m
Nb
94
Mo
93
S n 113
S b 124
S b 125
Te 123m
Te 127m
I 125
I 129
Cs 134
Cs 135
Cs 137
Ce 139
Ce 144
Pm 147
S m 151
Eu 152
Eu 154
Eu 155
10000
A m 241
100
10
10
100
10000
10000
10
10
10000
10
100
100
10000
10000
10
10
100
A m 242m
A m 243
Cm 242
Cm 243
Cm 244
Cm 245
Cm 246
Cm 247
Cm 248
Bk 249
Cf 248
Cf 249
Cf 250
Cf 251
Cf 252
Cf 254
Es 254
1
1
1
100
10
10
1
1
1
1
1000
10
1
10
1
10
10
10
Livelli di clearance per i materiali cementizi
(concentrazione di massa)
Co ncent razio ne
Radio nuclide
H 3
C 14
Na 22
100
Gd 153
10
Tb 160
di massa
(Bq/g)
10
0,1
0,1
Tm 170
100
1000
Tm 171
1000
Cl 36
1
Ta 182
K 40
1
W 181
10
1000
W 185
1000
0,1
Os 185
Sc 46
Mn 53
Mn 54
0,1
1
1000
Ir 192
0,1
0,1
Tl 204
100
Fe 55
1000
Co 56
0,1
Co 57
1
Po 210
1
Co 58
0,1
Ra 226
0,1
Co 60
Pb 210
0,1
Bi 207
0,1
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
A s 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
1000
U 238
Nb 93m
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
0,1
Pu 242
0,1
0,1
Pu 244
0,1
A m 241
0,1
A g 108m
** 2,6 E-2 nel caso il
contributo del
radionuclide sia
maggiore del 10%
Co ncent razio ne
Radio nuclide
S 35
Ca 45
* 3,5 E-3 nel caso il
contributo del
radionuclide sia
maggiore del 10%
di massa
(Bq/g)
A g 110m
Cd 109
Sn 113
Sb 124
Sb 125
Te 123m
Te 127m
I 125
I 129
Cs 134
Cs 135
Cs 137
Ce 139
Ce 144
Pm 147
Sm 151
Eu 152
Eu 154
Eu 155
100
1
100
1
1
100
100
0,1
0,1
1000
1
1
10
1000
1000
0,1
0.01
10
A m 242m
A m 243
Cm 242
Cm 243
Cm 244
Cm 245
Cm 246
Cm 247
Cm 248
Bk 249
Cf 248
Cf 249
Cf 250
Cf 251
Cf 252
Cf 254
Es 254
0,1
0,1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1**
10
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
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
100 mm di polvere per 1800 h/anno
Livelli generali di clearance
H-3
Be-7
C-14
Na-22
P-32
P-33
S-35
Sc-48
V-48
Cr-51
Mn-52
Mn-53
Mn-54
Fe-55
Fe-59
Co-56
Co-57
Co-58
Co-60
Ni-59
Ni-63
Zn-65
Ge-71
As-73
As-74
As-76
As-77
Se-75
Br-82
Rb-86
Sr-85
Sr-89
Sr-90+
Y-90
Y-91
Zr-93
Zr-95+
Nb-93m
Nb-94
Nb-95
Mo-93
Mo-99+
Tc-96
Tc-97
Tc-97m
Tc-99
Ru-97
Ru-103+
Ru-106+
Rh-105
Pd-103+
Ag-105
Ag-108m+
Ag-110m+
Ag-111
Cd-109+
Cd-115+
Cd-115m+
In-111
In-114m+
Sn-113+
Sn-125
100
10
10
0,1
100
100
100
0,1
0,1
10
0,1
1000
0,1
100
0,1
0,1
1
0,1
0,1
100
100
1
10000
100
1
1
100
1
0,1
10
1
10
1
100
10
10
0,1
100
0,1
1
10
1
0,1
10
10
1
1
1
1
10
1000
1
0,1
0,1
10
10
1
10
1
1
1
1
Sb-122
Sb-124
Sb-125+
Te-123m
Te-125m
Te-127m+
Te-129m+
Te-131m+
Te-132+
Te-134
I-125
I-126
I-129
I-131+
Cs-129
Cs-131
Cs-132
Cs-134
Cs-135
Cs-136
Cs-137+
Ba-131
Ba-140
La-140
Ce-139
Ce-141
Ce-143
Ce-144+
Pr-143
Nd-147
Pm-147
Pm-149
Sm-151
Sm-153
Eu-152
Eu-154
Eu-155
Gd-153
Tb-160
Dy-166
Ho-166
Er-169
Tm-170
Tm-171
Yb-175
Lu-177
Hf-181
Ta-182
W -181
W -185
Re-186
Os-185
Os-191
Os-193
Ir-190
Ir-192
Pt-191
Pt-193m
Au-198
Au-199
Hg-197
Hg-203
1
0,1
1
1
100
10
10
1
0,1
1
1
1
0,1
1
1
1000
1
0,1
10
0,1
1
1
0,1
0,1
1
10
1
10
100
10
100
100
100
10
0,1
0,1
10
10
0,1
10
10
100
10
100
10
10
1
0,1
10
100
100
1
10
10
0,1
0,1
1
100
1
10
10
1
Tl-200
Tl-201
Tl-202
Tl-204
Pb-203
Pb-210+
Bi-206
Bi-207
Bi-210
Po-210
Ra-223+
Ra-224+
Ra-225
Ra-226+
Ra-228+
Ac-227+
Th-227
Th-228+
Th-229+
Th-230
Th-231
Th-232+
Th-234+
Pa-230
Pa-231
Pa-233
U-230+
U-231
U-232+
U-233
U-234
U-235+
U-236
U-237
Pu-239
Pu-240
Pu-241
Pu-242
Pu-244+
Am-241
Am-242m+
Am-243+
Cm-242
Cm-243
Cm-244
Cm-245
Cm-246
Cm-247+
Cm-248
Bk-249
Cf-246
Cf-248
Cf-249
Cf-250
Cf-251
Cf-252
Cf-253+
Cf-254
Es-253
Es-254+
Es-254m+
1
10
1
10
1
0,01
0,1
0,1
10
0,01
1
1
1
0,01
0,01
0,01
1
0,1
0,1
0,1
100
0,01
10
1
0,01
1
1
10
0,1
1
1
1
1
10
0,1
0,1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
10
10
1
0,1
0,1
0,1
0,1
1
0,1
1
0,1
1
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)
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
C14
Mn54
Fe55
Co60
Ni59
Ni63
Sr90
Sb125
Cs134
Cs137
Eu152
1
1
1
1
1
1
1
1
1
0,1
1
1
10000
1000
10
1000
1
1000
1000
1
10
1
10
1
1
1
0,1
1
0,1
1
1
1
1
0,1
1
0,1
10000
1000
1
10000
1
10000
10000
100
1
1
1
1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
0,1
Eu154
1
1
0,1
1
0,1
emett.
alfa
Pu241
0,1
0,1
0,1
0,1
0,01
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