Attività nucleari radioattività e

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Attività nucleari radioattività e

ambientale

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Autori:

Luciano BOLOGNA¹, Mario DIONISI¹, Sonia FONTANI¹, Silvia IACCARINO¹, Giuseppe MENNA¹, Giorgio PALMIERI¹, Daniela PARISI PRESICCE¹, Carmelina SALIERNO¹, Francesco SALVI¹, Luca TOLAZZI¹, Paolo ZEPPA¹

Coordinatore statistico:

Silvia IACCARINO¹ Coordinatori tematici:

Luciano BOLOGNA¹, Mario DIONISI¹, Sonia FONTANI¹, Giuseppe MENNA¹, Carmelina SALIERNO¹

1 ISPRA

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L’esposizione della popolazione alle radiazioni ionizzanti deriva principalmente dalla radioattività naturale. Si individua una componente di origine cosmica (raggi cosmici) e una di origine terrestre (dovuta ai radionuclidi primordiali presenti nella crosta terrestre fin dalla sua formazione). Tra le fonti di radioattività naturale di origine terrestre sono da annoverare i prodotti di decadimento del radon. Il radon è un gas naturale radioattivo prodotto dal radio a sua volta prodotto dall’uranio, presente ovunque nei suoli e in alcuni materiali impiegati in edilizia, all’aria aperta si disperde rapidamente, mentre nei luoghi chiusi (case, scuole, ambienti di lavoro, ecc.) tende ad accumularsi fino a raggiungere, in particolari casi, concentrazioni ritenute inaccettabili in quanto causa di un rischio eccessivo per la salute. In Italia, circa il 10% dei tumori polmonari sono attribuiti all’esposizione al radon.

Occorre, inoltre, aggiungere tra le fonti di radioattività naturale quella derivante da particolari lavorazioni e attività industriali di materiali contenenti radionuclidi naturali (Naturally Occurring Radioactive Material - NORM) che possono comportare un significativo aumento dell’esposizione della popolazione e dei lavoratori.

In tale ambito si evidenzia che il 17 gennaio 2014 è stata pubblicata la Direttiva 2013/59/

Euratom del Consiglio del 5 dicembre 2013 che stabilisce nuove norme fondamentali di sicurezza relative alla protezione contro i pericoli derivanti dall’esposizione alle radiazioni ionizzanti e che introduce, proprio in riferimento ai materiali contenenti radionuclidi naturali, nuove attività da annoverare come NORM e regolamenta, per la prima volta, l’esposizione al radon nelle abitazioni.

Tale direttiva dovrà essere recepita a livello nazionale entro febbraio 2018.

Per quanto riguarda invece la radioattività artificiale nell’ambiente, essa è dovuta in gran parte ai test atomici, effettuati nella seconda metà del secolo scorso naturalmente non in Europa ma principalmente nell’Oceano Pacifico, negli Stati Uniti e in Russia, e agli incidenti nucleari, in particolare quello di Chernobyl del 1986.

In Italia le centrali nucleari e le altre installazioni connesse al ciclo del combustibile non sono più in esercizio e sono in corso le attività collegate alla disattivazione delle installazioni e alla messa in sicurezza dei rifiuti radioattivi derivanti dal

pregresso esercizio. Permangono, tuttavia, in attività alcuni piccoli reattori di ricerca presso Università e Centri di ricerca. Continua, inoltre, a essere sempre più diffuso l’impiego delle sorgenti di radiazioni ionizzanti nelle applicazioni medico-diagnostiche, nell’industria e nella ricerca scientifica.

Tutte queste attività, incluse le attività di trasporto per la distribuzione delle sorgenti radioattive e dei rifiuti da esse derivanti, sono regolate e controllate affinché l’impatto sull’ambiente e sulla popolazione risulti inferiore alla rilevanza radiologica (10 µSv/

anno).

Ad oggi nel nostro Paese il controllo sulle attività nucleari, nonché sulla radioattività ambientale, che possono comportare un’esposizione della popolazione alle radiazioni ionizzanti è regolamentato dalla Legge 31 dicembre 1962, n. 1860, dal Decreto legislativo del 17 marzo 1995, n. 230 e successive modifiche, dal Decreto legislativo dell’8 febbraio 2007, n. 52, dal Decreto legislativo del 4 marzo 2014, n. 45 e dal Decreto legislativo del 15 febbraio 2016, n. 28. La legislazione nazionale vigente assegna compiti e obblighi agli esercenti delle attività che rientrano nel suo campo di applicazione, ma anche alle amministrazioni locali (Prefetture, Regioni e Province autonome) e nazionali (Enti e Ministeri). Il controllo sulla radioattività ambientale è articolato in reti di sorveglianza regionali e reti di sorveglianza nazionali. All’ISPRA sono affidate le funzioni di coordinamento tecnico delle reti nazionali, sulla base delle direttive dei Ministeri competenti, al fine di assicurare l’omogeneità dei criteri di rilevamento e delle modalità dei prelievi e delle misure, nonché la diffusione dei dati rilevati e la loro trasmissione alla Commissione europea.

In conclusione, è evidente che risulta di forte rilevanza mantenere le competenze di sicurezza nucleare e di radioprotezione ad alto livello e condurre le attività di controllo e di monitoraggio delle attività connesse alla disattivazione delle installazioni nucleari e all’uso di radioisotopi artificiali, della radioattività nell’ambiente e negli alimenti su tutto il territorio nazionale, al fine di prevenire e proteggere lavoratori, popolazione e

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ambiente da esposizioni indebite alle radiazioni ionizzanti.

L’obiettivo principale del capitolo è presentare, nel rispetto del modello DPSIR, alcuni indicatori che rappresentino, attraverso le relative serie di dati, lo stato attuale del controllo dell’esposizione della popolazione italiana alle radiazioni ionizzanti come derivanti dalle attività nucleari e dalla presenza di radioattività nell’ambiente.

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Q12: QUADRO SINOTTICO INDICATORI

Tema Ambientale Nome Indicatore DPSIR Periodicità di

aggiornaento Qualità

Informazione Copertura Stato e

trend

S T

Attività nucleari

Strutture autorizzate all’impiego di

radioisotopi e di macchine radiogene D

P Annuale

CCC

^R^I

P

2016

K

Produzione annuale di fluoro 18 D

P Annuale

CCC

^R^I

P

2016

K

Impianti nucleari: attività di radioiso-

topi rilasciati in aria e in acqua D

P Annuale

CCC

^C^P

R

2016

J

Quantità di rifiuti radioattivi detenuti P Annuale

CCC

^R^I ²⁰¹⁵

^K

Trasporti materie radioattive P Annuale

CCC

^I ^2010-2015^2009-2016

^K

Attività lavorative con uso di materiali

contenenti radionuclidi naturali (NORM)^a D Annuale I 2003 -

Radioattività ambientale

Concentrazione di attività di radon indoor S Non

definibile

CCC

^I ^1989-2016 ^-

Dose gamma assorbita in aria per espo-

sizioni a radiazioni cosmica e terrestre S Annuale

CCC

^R^I ^1970-1971,^2000-2006

K

Concentrazione di attività di radionuclidi artificiali in matrici ambientali e alimentari (particolato atmosferico, deposizioni umide e secche, latte)

S Annuale

CCC

^I ^1986-2016

J

Dose efficace media da radioattività

ambientale^a I Quinquennale I 2005 -

Stato di attuazione delle reti di sorve-

glianza sulla radioattività ambientale R Annuale

CCC

^I ^1997-2015

^J

a Nella presente edizione, l’indicatore non è stato aggiornato. La relativa scheda è consultabile nel Database Indicatori Annuario http://annuario.isprambiente.it

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QUADRO RIASSUNTIVO DELLE VALUTAZIONI

Trend Nome indicatore Descrizione

J

Concentrazione di attività di radionuclidi artificiali in matrici ambientali e alimentari (particolato atmosferico, deposizioni umide e secche, latte)

L’obiettivo principale dell’indicatore è il rilevamento dell’andamento della radioatti- vità in matrici ambientali e alimentari. La concentrazione di attività del Cs-137 nel particolato atmosferico e nella deposizione al suolo è finalizzata alla sorveglianza della radiocontaminazione ambientale, mentre la concentrazione di attività del Cs- 137 nel latte è volta a evidenziare una possibile contaminazione rilevante anche per l’aspetto dietetico-sanitario in seguito a fenomeni di accumulo nella catena alimentare. Il trend dell’indicatore è positivo e mostra che gli obiettivi perseguiti sono ragionevolmente raggiunti nei tempi prefissati.

K

Trasporti materie radioattive Il trend è legato al numero dei colli trasportati ogni anno, alla loro tipologia e so- prattutto al tipo di radioisotopo trasportato. Fino al 2012 si osserva una diminuzione dell’indice di trasporto totale correlata alla generalizzata riduzione del numero dei colli trasportati, per tutte le tipologie di impiego delle materie radioattive; dal 2013 si registra un aumento che, nel biennio successivo, presenta una significa- tiva crescita. Nel 2016, invece, si segnala una lieve diminuzione sia per l’indice di trasporto sia del numero dei colli totali trasportati.

L

^- ^-

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BIBLIOGRAFIA

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ed. 2012, No. SSR-6.

Banca dati della rete automatica dell’ISPRA di rilevamento della dose gamma in aria (rete GAMMA).

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D.Lgs. 230/95 “Attuazione delle direttive 89/618/Euratom, 90/641/Euratom, 92/3/Euratom e 96/29/Euratom in materia di radiazioni ionizzanti” sue successive modifiche e integrazioni.

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Raccomandazione della Commissione 2000/473/Euratom dell’8 giugno 2000.

Regolamento (CEE) n. 737/90 del Consiglio, del 22 marzo 1990, relativo alle condizioni d’importazione di prodotti agricoli originari dei paesi terzi a seguito dell’incidente verificatosi nella centrale nucleare di Chernobyl.

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18/10/2005 del Ministero delle attività produttive).

International Commission on Radiological Protection, Radiological protection against radon exposure, ICRP Publication 126. 2014.

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Torri G., Menna G., Fontani S., Bochicchio F., Bucci S., Chiaravalle E., Magliano A., Magnoni M., Operti C., Pantalone C., Rusconi R., Sabatini P., Verdi L., Vitucci L., 2012 “Linee guida per il monitoraggio della radioattività”. Manuali e Linee guida SNPA n°83/2012, ISBN 978-88-448-0582-1, 27 pagine.

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SITOGRAFIA

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http://www.isprambiente.gov.it/files/sicurezza-nucleare-radioattivita/ManualeReteRESORAD_rev2.pdf http://www.icrp.org/docs/P103_Italian.pdf

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STRUTTURE AUTORIZZATE ALL’IMPIEGO DI RADIOISOTOPI E DI MACCHINE RADIOGENE

DESCRIZIONE

L’indicatore, classificabile come indicatore di causa primaria, documenta il numero e la distribuzione sul territorio delle strutture autorizzate (categoria A) all’utilizzo di sorgenti di radiazioni (materie radioattive e macchine generatrici di radiazioni ionizzanti), fornendo una descrizione delle attività svolte e delle sorgenti utilizzate.

L’articolo 27 del D.Lgs. 230/95 e successive modifiche e integrazioni (che disciplina l’impiego pacifico dell’energia nucleare e stabilisce le norme per la sicurezza nucleare e per la protezione sanitaria dei lavoratori e delle popolazioni contro i rischi delle radiazioni ionizzanti) prevede l’obbligo di nullaosta preventivo per gli impianti o strutture che intendono utilizzare sorgenti di radiazioni ionizzanti. Il suddet- to nullaosta può essere di categoria A o categoria B, a seconda del superamento o meno delle soglie fissate nell’Allegato IX del decreto stesso. Le autorizzazioni di categoria A, che riguardano l’impiego di sorgenti di radiazioni ionizzanti al di sopra di tali soglie, sono autorizzate dal Ministero dello sviluppo economico, sentito il parere dell’ISPRA e di altri Ministeri; le strutture classificate in cat.B, di minore impatto sulla popolazione e sull’ambiente, sono autorizzate a livello regionale.

Tra le sorgenti di radiazioni in categoria A si trovano principalmente ciclotroni, acceleratori di ricerca e sorgenti sigillate ad alta attività per radioterapia o radiografia industriale.

OBIETTIVI FISSATI DALLA NORMATIVA

Il D.Lgs. 230/95 disciplina l’utilizzo pacifico di sorgenti di radiazioni ionizzanti al fine di garantire la protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione. In particolare, le strutture che intendono utilizzare tali sorgenti devono essere autorizzate preventivamente dal Ministero dello sviluppo economico, in modo da garantire che la produzione e impiego di radiazioni ionizzanti comportino un’esposizione per i lavoratori e la popolazione al di sotto dei limiti fissati dalla legge.

STATO E TREND

Rispetto al 2015, in cui risultavano 90 autorizzazioni di categoria A, si è avuto un lieve incremento di 5 unità.

COMMENTI

La Figura 12.1 e Tabella 12.1 evidenziano una forte concentrazione di impianti autorizzati in categoria A in Lombardia e nel Lazio. In Lombardia, la metà degli impianti autorizzati in categoria A sono ciclotroni SCOPO

Documentare il numero di strutture autorizzate all’utilizzo di sorgenti di radiazioni, limitatamente all’impiego di categoria A (per la cui definizione si rimanda al D.Lgs. 230/95 e successive modifiche e integrazioni), e la loro distribuzione sul territorio nazionale.

QUALITÀ DELL’INFORMAZIONE

L’informazione è rilevante perché offre un’indicazione sulla dislocazione degli impianti autorizzati a livello centrale sul territorio nazionale. I dati provengono dal Ministero dello sviluppo economico, che avvia la procedura di autorizzazione richiedendo alle amministrazioni coinvolte, tra cui l’ISPRA, un parere tecnico. L’iter autorizzativo ter- mina con l’emanazione di un decreto di nulla osta in categoria A, dove sono riportate anche le eventuali prescrizioni tecniche delle varie amministrazioni. È comparabile nello spazio e nel tempo essendo una procedura fissata dal D.Lgs. 230/1995.

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utilizzati per la produzione di radiofarmaci per esami PET, tra i quali il F-18, installati per la maggior parte nelle province di Milano e Varese, all’interno di strutture sanitarie e del CCR di Ispra. Nel Lazio, invece, circa il 70% degli impianti autorizzati sono presso l’ENEA e l’Istituto Nazionale Fisica Nucleare (INFN) e si trovano tutti nella provincia di Roma (Figura 12.2 - Tabella 12.2).

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Tabella 12.1: Distribuzione regionale delle strutture autorizzate in categoria A (2016)

Regione Impianti

n. %

Abruzzo 5 5

Basilicata 1 1

Calabria 1 1

Campania 4 4

Emilia-Romagna 8 8

Friuli-Venezia Giulia 2 2

Lazio 15 16

Liguria 1 1

Lombardia 24 25

Marche 2 2

Molise 1 1

Piemonte 6 6

Puglia 3 3

Sardegna 1 1

Sicilia 6 6

Toscana 2 2

Trentino-Alto Adige 1 1

Umbria 3 3

Veneto 9 9

TOTALE 95 100

Fonte: Elaborazione ISPRA su dati Ministero sviluppo economico

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Provincia Impianti

n. %

Alessandria - AL 1 1

Avellino - AV 1 1

Bari - BA 2 2

Bologna - BO 3 3

Brescia - BS 1 1

Cagliari - CA 1 1

Catania - CT 2 2

Chieti - CH 2 2

Como - CO 2 2

Cosenza 1 1

Cuneo - CN 1 1

Firenze - FI 1 1

Forlì Cesena - FC 1 1

Genova - GE 1 1

Isernia - IS 1 1

L'Aquila - AQ 1 1

Lecce - LE 1 1

Macerata - MC 2 2

Matera - MT 1 1

Messina 1 1

Milano - MI 10 11

Napoli - NA 3 3

Padova - PD 6 6

Palermo - PA 3 3

Pavia - PV 2 2

Perugia - PG 3 3

Pescara - PE 2 2

Pisa - PI 1 1

Ravenna - RA 3 3

Reggio Emilia - RE 1 1

Roma - RM 15 16

Torino - TO 3 3

Trento - TN 1 1

Treviso - TV 2 2

Trieste - TS 1 1

Udine - UD 1 1

Varese - VA 9 9

Vercelli - VC 1 1

Verona - VR 1 1

TOTALE 95 100

Tabella 12.2: Distribuzione provinciale delle strutture autorizzate in categoria A (2016)

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Figura 12.1: Distribuzione regionale delle strutture autorizzate in categoria A

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Figura 12.2: Distribuzione provinciale delle strutture autorizzate in categoria A

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PRODUZIONE ANNUALE DI FLUORO 18

DESCRIZIONE

Il F18 è un radionuclide che trova largo impiego in ambito medico per la diagnosi tramite PET di diverse patologie. Questo radioisotopo viene prodotto tramite particolari acceleratori di particelle denominati ciclotroni.

L’articolo 27 del D.Lgs. 230/95 e successive modifiche e integrazioni (che disciplina l’impiego pacifico dell’energia nucleare e stabilisce le norme per la sicurezza nucleare e per la protezione sanitaria dei lavoratori e delle popolazioni contro i rischi delle radiazioni ionizzanti) prevede l’obbligo di nullaosta preventivo per gli impianti o strutture che intendono utilizzare sorgenti di radiazioni ionizzanti. Il suddetto nullaosta può essere di categoria A o categoria B, a seconda del superamento o meno delle soglie fissate nell’Allegato IX del decreto stesso. In particolare i ciclotroni, essendo sorgenti di radiazioni con produzione media nel tempo di neutroni su tutto l’angolo solido superiore a 10E+07 neutroni al secondo, sono soggetti a nulla osta di categoria A, concesso dal Ministero dello sviluppo economico, sentito il parere tecnico dell’ISPRA e di altri organismi preposti.

L’indicatore rappresenta la quantità massima di produzione F18 autorizzata in ambito nazionale, espressa in Becquerel.

Non sempre la produzione reale di F18 coincide con la massima produzione autorizzata, poiché le ore di funzionamento della macchina potrebbero essere inferiori a quelle teoricamente previste.

Il D.Lgs. 230/95 disciplina l’utilizzo pacifico di sorgenti di radiazioni ionizzanti al fine di garantire la protezione sanitaria dei lavoratori e della popolazione. In particolare, le strutture che intendono utilizzare tali sorgenti devono essere autorizzate preventivamente dal Ministero dello sviluppo economico, in modo da garantire che la produzione e impiego di radiazioni ionizzanti da parte delle strutture autorizzate comportino un’esposizione per i lavoratori e la popolazione al di sotto dei limiti fissati dalla legge.

STATO E TREND

L’indicatore è sostanzialmente stabile rispetto agli anni precedenti. Si registra un leggero aumento della produzione in Lombardia e Sicilia. La produzione di F18 presenta un incremento notevole negli ultimi 10 anni visto il suo largo utilizzo in ambito medico, ma negli ultimi 3-4 si rileva una flessione, probabilmente perché si è raggiunta un’eccessiva produzione rispetto alla domanda.

SCOPO

Rappresentare la distribuzione sul territorio nazionale del fluoro 18 prodotto dagli impianti autorizzati che impiegano ciclotroni.

L’informazione è rilevante perché rappresenta la distribuzione sul territorio nazionale dei ciclotroni per la produzione del F-18. È comparabile sia nel tempo sia nello spazio in quanto il dato proviene da un processo di autorizzazione ministeriale previsto dalla legislazione nazionale.

COMMENTI

La produzione di F-18 deriva dalle quantità massime autorizzate annualmente ed è, quindi, il quantitativo di F-18 che potrebbe al massimo

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essere prodotto in un anno dall’installazione. Tale valore viene stabilito nelle autorizzazioni, in base alle richieste del produttore, e tenendo conto, in particolare, dell’impatto sui lavoratori e sulla popolazione. Come si evince dalla Tabella 12.3 e Figura 12.3, la maggiore produzione si riscontra in Lombardia, Puglia, Lazio ed Emilia-Romagna. A livello provinciale, è Milano, seguita da Roma e da Forlì-Cesena, a detenere la maggiore produzione (Tabella 12.4 - Figura 12.4).

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Tabella 12.3: Distribuzione regionale della produzione di F-18 (2016)

Regione Attività

TBq %

Campania 173,32 2

Emilia-Romagna 783 10

Friuli-Venezia Giulia 370 5

Lazio 856 11

Liguria 60,1 1

Lombardia 2006,7 25

Marche 333 4

Molise 330 4

Piemonte 662,4 8

Puglia 999 13

Sardegna 32,3 0

Sicilia 547 7

Toscana 294,2 4

Trentino-Alto Adige 12 0

Umbria 27,75 0

Veneto 390 5

TOTALE 7.876,77 100

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Tabella 12.4: Distribuzione provinciale della produzione di F-18 (2016)

Provincia Attività

TBq %

Avellino - AV 40,7 <1

Bari - BA 555 7

Bologna - BO 80 1

Brescia - BS 120 2

Cagliari - CA 32,3 0

Catania - CT 231,5 3

Cuneo - CN 30 <1

Firenze - FI 50 1

Forlì Cesena - FC 666 8

Genova - GE 60,1 1

Isernia - IS 330 4

Lecce - LE 444 6

Messina - ME 75 1

Macerata - MC 333 4

Milano - MI 930,2 12

Monza Brianza - MB 370 5

Napoli - NA 132,62 2

Palermo - PA 240,5 3

Pavia - PV 92,5 1

Perugia - PG 27,75 <1

Pisa - PI 244,2 3

Reggio Emilia - RE 37 <1

Roma - RM 856 11

Torino - TO 632,4 8

Trento - TN 12 <1

Treviso - TV 150 2

Udine - UD 370 5

Varese - VA 494 6

Verona - VR 240 3

TOTALE 7.876,8 100

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Figura 12.3: Distribuzione regionale della produzione di F-18 (2016)

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Figura 12.4: Distribuzione provinciale della produzione di F-18 (2016)

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IMPIANTI NUCLEARI: ATTIVITÀ DI RADIOISOTOPI RILASCIATI IN ARIA E IN ACQUA

DESCRIZIONE

L’indicatore, classificabile come indicatore di pressione, documenta la quantità di radioattività rilasciata annualmente nell’ambiente in qualità di scarichi liquidi e aeriformi, ponendolo in relazione con i limiti di scarico autorizzati attraverso l’impegno percentuale annuale di formula di scarico.

Gli scarichi nell’ambiente di effluenti radioattivi da parte degli impianti nucleari, nonchè da parte delle installazioni con macchine radiogene e con impiego di sorgenti radioattive in forma sigillata e non, sono soggetti ad apposita autorizzazione. In essa sono stabiliti, tramite prescrizione tecnica allegata all’autorizzazione e all’esercizio dell’impianto, i limiti massimi di radioattività rilasciabile nell’ambiente e le modalità di scarico (formula di scarico).

STATO E TREND

A fronte dei dati disponibili per il 2016, l’indicatore può considerarsi abbastanza stabile; a un limita-

COMMENTI

Attualmente, nello specifico, sono autorizzate, o in fase di disattivazione preliminare a diversi stati di avanzamento, le attività di decommissioning per le centrali nucleari del Garigliano, di Trino, di Caorso e di Latina; proseguono, altresì, le operazioni di smantellamento negli impianti sperimentali di ri-processamento del combustibile di EUREX e ITREC, negli impianti Plutonio e OPEC 1 del Centro ENEA della Casaccia, nell’impianto Fabbricazioni Nucleari, nel Deposito Avogadro e nelle installazioni del Centro Comune di Ricerche di Ispra (VA). In tutte le installazioni menzionate sono presenti i rifiuti radioattivi derivanti dal pregresso esercizio per gran parte dei quali è in corso la fase di messa in sicurezza. La Tabella 12.5 riporta, per tutte le installazioni di interesse, gli scarichi liquidi e aeriformi per il 2016, in termini di attività o concentrazione, ovvero di quantità in peso, e il relativo impegno della formula di scarico. Si tenga conto che per tutte le installazioni è autorizzata una formula di scarico il cui impegno totale corrisponde al massimo alla non rilevanza radiologica; la tabella mostra che in realtà la formula di scarico impegnata, e per tutti gli impianti considerati, è davvero una minima percentuale di quella autorizzata e pertanto ne risulta che la dose efficace alla popolazione è irrilevante dal punto di vista radiologico.

SCOPO

Monitorare gli scarichi radioattivi al fine di quantifi- care e controllare l’emissione di radioattività, in aria e in acqua, nelle normali condizioni di esercizio delle installazioni nucleari.

La qualità dell’informazione è buona ed è utilizza- bile sia per valutare la coerenza con i risultati degli anni precedenti, sia per avallare la non rilevanza radiologica sulla cui base le stesse formule di scarico sono state approvate.

to incremento, infatti, dell’impegno delle formule di scarico degli aeriformi per le Centrali di Trino e per il CCR di Ispra, da imputare prevalentemente all’aumento delle attività propedeutiche al decom- missioning ovvero all’avanzamento delle stesse, corrisponde un impegno delle formule di scarico costante per le centrali di Caorso e del Garigliano.

Per quanto attiene alle restanti installazioni nucleari è da evidenziare che, per gli impianti ITREC, FN di Bosco Marengo, EUREX e per il Deposito Avo- gadro l’incremento nelle attività scaricate, sia qualitativamente sia quantitativamente è diminuito.

Per i restanti impianti, il reattore LENA di Pavia e per il Centro ENEA della Casaccia si registra un andamento costante negli scarichi sia liquidi sia aeriformi con conseguente invarianza dell’impegno della formula di scarico autorizzate.

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Tabella 12.5: Effluenti liquidi e aeriformi scaricati dagli impianti nucleari in ambiente (2016) continua Centrale di Caorso (PC) Scarichi liquidi NuclideCo60Cs137H3Fe55Sr90Sb125Ni59Ni63Beta totAlfa tot% F.d.S. Attività (Bq)2,49E+061,86E+071,06E+085,32E+041,15E+041,73E+063,16E+067,27E+063,47E+079,25E+043,46E-03 Scarichi aeriformi NuclideCo60H3Fe55Sr90Ni63Beta totAlfa tot% F.d.S. Attività (Bq)4,98E+044,50E+081,21E+042,43E+047,41E+054,26E+061,02E+05 P=2,29E-02 Centrale di Trino Vercellese (VC) Scarichi liquidi NuclideCo60Cs134Cs137Sr90Fe55H3Pu239Am241Eu152% F.d.S. Attività (Bq)2,57E+073,36E+051,42E+074,81E+054,25E+067,14E+073,81E+044,39E+051,27E+061,00E-02 NuclideMn54Sb125C14Ni63Ni59Eu154Pu241 Attività (Bq)2,94E+051,28E+062,18E+067,93E+075,42E+065,51E+057,60E+05 Scarichi aeriformi NuclideCo60Cs134Cs137Sr90Pu239Kr85H3% F.d.S. Attività (Bq)1,02E+05(*)2,13E+059,23E+022,10E+061,23E+092,01E+00 Centrale di Latina (LT) Scarichi liquidi Nuclide b /g Co60Cs137Sr90Pu239H3 % F.d.S. Attività (Bq)4,23E+064,23E+064,73E+078,20E+071,00E+072,50E+083,23E-01 Scarichi aeriformi NuclideCo60equiv. % F.d.S. Attività (Bq)3,36E+04<0,1 Centrale del Garigliano (CE) Scarichi liquidi NuclideCo60 Cs137Sr90aH3Ni63 % F.d.S.

(23)

continua

segue Attività (Bq)5,11E+062,80E+086,06E+062,10E+057,54E+079,85E+064,18E-01 Scarichi aeriformi NuclideCo60 Cs137Sr90aH3 % F.d.S Attività (Bq)7,13E+042,28E+031,62E+034,89E+081,32E-02 Centro EURATOM di Ispra (VA) Scarichi liquidi Nuclide b /g Sr90aHTO % F.d.S. Attività (Bq)4,52E+053,56E+057,16E+031,45E+081,08E-02 Scarichi aeriformi Nuclide Cs137HTO % F.d.S. Attività (Bq)3,36E+114,54E-01 Centro Casaccia dell’ENEA (RM) Scarichi liquidi NuclideH3C14Co60Sr89Sr90Ru106I125 % F.d.S. Attività (Bq)5,58E+08<1,70E+05<7,02E+02<6,93E+063,27E+04<5,1E+03<2,18E+035,40E+00 NuclideI131Cs134Cs137Eu152Ra226Th232U235 Attività (Bq)<6,21E+02<6,15E+021,07E+05<1,42E+034,86E+04<3,33E+032,99E+02 NuclideU238Pu238Pu239Pu240Pu241Am241Pu242 Attività (Bq)5,94E+03<5,40E+01<4,80E+01<4,80E+01<1,35E+04<3,30E+01<4,80E+01 Scarichi aeriformi NuclideAr41 Kr88I131a totaleb /g totale % F.d.S. Attività (Bq)4,7E+10(*)<1.0E+061,83E+043,22E+05(**) Impianto ENEA ITREC della Trisaia Rotondella (MT) Scarichi liquidi Nuclidea totaleb /g totaleH3Sr90 % F.d.S.

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continua

segue Attività (Bq)1,6E+067,95E+082,66E+084,37E+091,50E+00 Scarichi aeriformi Attività scaricata pulviscolo (Bq)

% F.d.S.Attività scaricata gas (Bq)

% F.d.S. 2,06E+060,075,57E+123,76 Reattore TRIGA LENA dell’Università di Pavia (PV) Scarichi liquidi NuclidiCs134Cs137% F.d.S. Attività (Bq)0,00E+00 Scarichi aeriformi Nuclidi Ar41% F.d.S. Attività (Bq)3,27E+10(+) Deposito Avogadro della FIAT-AVIO, Saluggia (VC) Scarichi liquidi NuclidiCo60 Cs134Cs137Sr90H3 a totale % F.d. S. Attività (Bq)6,43E+035,00E+048,34E+073,40E+054,60E+06≤6,00E+042,30E-01 Scarichi aeriformi NuclidiKr85 Co60Cs134Cs137 Sr90 a totalePu239 % F.d.S. Attività (Bq)≤ 1.246E+10≤1672≤1276≤1760≤378,71≤7350,84≤2393,6 a) ≤0.13 b) ≤0.29 c) ≤1.38 Impianto della Fabbricazioni Nucleari Bosco Marengo (AL) Scarichi liquidi Nuclide Uranio %F.d.S.

Quantità (kg)

0,01620,27

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segue Scarichi aeriformi Nuclide Uranio %F.d.S. Attività (Bq)1,1E+030,0162 Impianto EUREX C.R. ENEA, Saluggia (VC) Scarichi liquidi Nuclideß totale a totale %F.d.S. Attività (Bq)8,20E+061,90E+066,00E-03 Scarichi aeriformi Nuclide Cs134Cs137 I129 Sr90 Pu239particolato b/g particolato a % F.d.S Attività (Bq) ≤2,11E+04≤2,11E+041,33E+04≤3,03E+02≤1,85E+02≤5,80E+04≤5,55E+03 a) 0,0 b) <0,06 c) <0,03 Fonte: Dati ricavati dai Rapporti di Sorveglianza ambientali inviati annualmente dagli esercenti all’ISPRA Legenda: a formula di scarico per i gas nobili; b formula di scarico per i particolati b/g; c formula di scarico per i particolati a; * valori inferiori alla minima attività rilevabile; ** per il Centro Casaccia non è stata definita una formula di scarico; + per il reattore TRIGA LENA non è stata definita una formula di scarico per gli effluenti aeriformi

N.A. misura non applicabile N.S. non scaricato HTO acqua triziata Nota: Non è banale evidenziare che le percentuali di formula di scarico impegnate per i singoli impianti risultano tutte al di sotto del 6% assicurando in tal modo un impatto sull’ambiente assoluta- mente irrilevante dal punto di vista radiologico

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QUANTITÀ DI RIFIUTI RADIOATTIVI DETENUTI

DESCRIZIONE

L’indicatore documenta la distribuzione dei siti dove sono detenuti rifiuti radioattivi con informazioni su tipologia e quantità dei medesimi. Si tratta di un indicatore di pressione.

L’attività di allontanamento/raccolta/deposito di rifiuti radioattivi è disciplinata dal D.Lgs. 230/95 e successive modifiche e integrazioni, specificata- mente al Capo VI.

STATO E TREND

Lo stato dell’indicatore è sufficientemente de- scritto, anche se esistono alcune tipologie di rifiuti radioattivi per i quali gli esercenti non pos- seggono informazioni complete, in particolare in termini di contenuto radiologico. Il trend dell’indica- tore è da considerarsi sostanzialmente stazionario, in quanto, in termini quantitativi, non sussiste una produzione di rifiuti radioattivi, fatta eccezione per i rifiuti ospedalieri. Si prevede, nei prossimi anni, una consistente crescita della quantità dei rifiuti radioattivi con l’avvio delle attività di smantellamento delle installazioni nucleari italiane.

COMMENTI

I dati riportati in Tabella 12.6 costituiscono una fotografia dei quantitativi di rifiuti radioattivi (volume e attività) delle sorgenti dismesse (attività) e del combustibile irraggiato (attività) detenuti nei siti nucleari e ripartiti nelle diverse regioni. Da sottolineare che nella grande maggioranza dei casi si tratta di rifiuti radioattivi ancora da condizionare, i volumi finali da considerare per il loro smaltimento saranno quindi maggiori.

SCOPO

Documentare tipologia e quantità di rifiuti radioattivi secondo la distribuzione nei siti di detenzione.

L’indicatore risponde alla domanda di informazione;

alcune riserve vanno poste sulla precisione dei dati relativi ad alcuni siti; nessuna riserva sulla compa- rabilità nel tempo e nello spazio.

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Tabella 12.6: Inventario dei rifiuti radioattivi, delle sorgenti dismesse e del combustibile irraggiato per regione di ubicazione (2015)

Regione Rifiuti radioattivi Sorgenti

dismesse Combustibile

irraggiato Totale

Attività Volume Attività Attività Attività %

GBq % m³ % GBq TBq TBq

Piemonte 2.312.021,7 74,10 5.574,2 18,75 3.658 46.050 48.366 83,69

Lombardia 97.152,2 3,11 5.166,9 17,38 3.299 4.278 4.378 7,58

Emilia-Romagna 2.275,3 0,07 3.357,6 11,30 167 0 2 0,00

Lazio 54.106,7 1,73 8.636,5 29,05 1.076.714 97 1.228 2,12

Campania 375.244,1 12,03 2.790,8 9,39 375 0,65

Basilicata 279.446,2 8,96 3.059,6 10,29 0 3.160 3.439 5,95

Puglia 92,8 0,00 1.139,3 3,83 1 0,09 0,0002

TOTALE 3.120.339,0 29.724,9 1.083.839 53.585 57.789

Fonte: Elaborazione ISPRA - Inventario nazionale sui rifiuti radioattivi su dati Esercenti impianti nucleari Legenda:

GBq : 10⁹ Bq TBq : 10¹² Bq

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TRASPORTI MATERIE RADIOATTIVE

DESCRIZIONE

Il rischio derivante dall’esposizione alle radiazioni ionizzanti associato al trasporto delle materie radioattive si manifesta anche in condizioni normali di trasporto e cioè in assenza di eventi incidenta- li. L’Indice di Trasporto (IT) esprime la misura del livello delle radiazioni alla distanza di un metro dall’imballaggio contenente la materia radioattiva.

Esso svolge numerose funzioni che includono la base numerica per stabilire la giusta distanza di segregazione al fine di limitare l’esposizione alle radiazioni ionizzanti dei lavoratori addetti e, più in generale, della popolazione nel corso del trasporto e nell’immagazzinamento in transito delle materie

radioattive. OBIETTIVI FISSATI DALLA NORMATIVA

Il D.Lgs. 27 gennaio 2010, n. 35 “Attuazione della Direttiva 2008/68/CE, relativa al trasporto interno di merci pericolose (10G0049)” fissa per l’Indice di Trasporto un valore massimo che, per un collo nelle condizioni di trasporto non esclusivo, è pari a 10.

Tale valore corrisponde a un rateo di dose di 0,1 mSv/h a un metro di distanza dalla superficie ester- na del collo. La sicurezza e la protezione sanitaria devono essere ottimizzate in modo tale che il livello delle dosi individuali, il numero delle persone esposte e la probabilità di incorrere nell’esposizione siano mantenute basse per quanto ragionevolmente ottenibile.

STATO E TREND

Il trend è legato al numero dei colli trasportati ogni anno, alla loro tipologia e soprattutto al tipo di radioisotopo trasportato. Fino al 2012 si osserva una diminuzione dell’indice di trasporto totale correlata alla generalizzata riduzione del numero dei colli trasportati, per tutte le tipologie di impiego delle materie radioattive; dal 2013 si registra un aumento che, nel biennio successivo, presenta una significa- tiva crescita. Nel 2016, invece, si segnala una lieve diminuzione sia per l’indice di trasporto sia del numero dei colli totali trasportati.

COMMENTI

Per una migliore comprensione degli elaborati è necessario premettere che il trasporto delle materie SCOPO

L’Indice di Trasporto (IT) è un numero legato diret- tamente all’esposizione alle radiazioni ionizzanti dei lavoratori e della popolazione presente nelle immediate vicinanze dei mezzi di trasporto. La conoscenza dei dati relativi all’Indice di Trasporto consente la valutazione dei sistemi di sicurezza e protezione sanitaria adottati dai vettori autorizzati, allo scopo di limitare le dosi da esposizione alle radiazioni ionizzanti. La conoscenza di altri dati sul trasporto di materie radioattive permette, inoltre, di effettuare una stima delle dosi ricevute dalla popolazione e dagli operatori del trasporto, come richiesto dalla Regolamentazione IAEA per il trasporto in sicurezza del materiale radioattivo (SSR-6 edizione 2012 - par. 308).

L’indicatore consente di ricavare una valida e

relativo al trasporto di materie radioattive, presenta una sufficiente accuratezza, una buona copertura spaziale e temporale, inoltre la comparabilità nel tempo e nello spazio è garantita dalla sistematicità di raccolta dei dati che viene effettuata fin dal 1987. I dati confluiscono nel database denominato TraRad e traggono origine dalle dichiarazioni trime- strali che i vettori autorizzati sono tenuti per legge a inviare all’ISPRA. Le dichiarazioni, costituite da un file ASCI, sono inviate tramite un servizio web (TraDaWeb) che contiene una procedura atta a verificare la coerenza dei dati, ciò contribuisce al miglioramento della qualità dell’indicatore.

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radioattive avviene con diversi tipi di imballaggi, classificati dalla normativa tecnica in base alle loro caratteristiche di resistenza e alla quantità di radioattività presente nel loro interno. In particolare, le tipologie di colli maggiormente trasportate sono quelle identificate come colli “esenti” e colli di “tipo A”. I colli “esenti” sono utilizzati per il trasporto di piccole quantità di materie radioattive e presentano caratteristiche di resistenza limitate.

I colli di “tipo A” sono utilizzati per il trasporto di quantità di radioattività più elevate e devono soddisfare requisiti di resistenza a fronte di prove di qualificazione atte a simulare piccoli incidenti che potrebbero verificarsi durante il loro trasporto.

Inoltre, nella lettura dei dati, è necessario tener conto che il trasporto stradale di un determinato collo può comportare una o più tratte stradali, in particolare in quelle province dove sono localizzati centri dedicati allo smistamento dei colli. In taluni casi, come nel trasporto delle sorgenti radioattive impiegate nei controlli non distruttivi, lo stesso collo percorre una tratta stradale dal luogo dove è abitualmente in deposito fino al cantiere/fabbrica, e una tratta stradale per il ritorno. L’interesse per il numero di tratte percorse, anziché per i singoli colli, scaturisce dal fatto che ogni operazione di carico e scarico dall’automezzo di un collo comporta il rischio di assorbire una dose, dovuta all’irraggiamento, che è in relazione al suo Indice di Trasporto (IT). La somma dell’Indice di Trasporto effettuata per l’intero territorio nazionale (Figura 12.5) pone in evidenza le province di Roma, Milano, Bergamo, Torino e Napoli che ospitano importanti centri ospedalieri e diagnostici oltre ad alcuni centri di smistamento (hub), funzionali al trasporto aereo dei radioisotopi, per le quali si registrano i maggiori valori dell’Indice di Trasporto totale.

Un elemento caratteristico dei trasporti delle materie radioattive è che la percentuale maggiore degli stessi riguarda il loro impiego in medicina nucleare, mentre i trasporti legati al ciclo del combustibile nucleare e alla disattivazione delle centrali elettronucleari ne costituiscono una percentuale molto bassa (Tabella 12.7).

Per quanto riguarda la tipologia dei colli trasportati, le percentuali maggiori sono rappresentate dai colli di “tipo A” ed “esenti” (Figura 12.6), impiegati entrambi in modo quasi esclusivo nel trasporto di radiofarmaci e radioisotopi per diagnostica. Dalla Tabella 12.8, relativa al trasporto stradale dei materiali radioattivi sull’intero territorio nazionale, si

evidenzia una diminuzione complessiva del numero di colli/tratte e un aumento dell’Indice di Trasporto totale. Il maggior contributo all’Indice di Trasporto totale (circa il 90%), elaborato sull’intero territorio nazionale, è dato dal trasporto di materie impiegate in medicina e diagnostica nucleare, come rilevabile dalla serie storica dei dati (Figura 12.8). Negli ultimi anni l’indice di trasporto (IT) totale registra un aumento significativo dovuto al trasporto di F-18 (fluoro 18), un radioisotopo in grado di emettere positroni rilevabili nelle indagini diagnostiche eseguite con la PET (Tomografia a Emissioni di Positroni). A tale riguardo si può osservare in Figura 5 e 6 che il trasporto di tale radioisotopo comporta un contributo significativo all’Indice di Trasporto totale pari circa al 50%.