Modulo n. 9

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 m ³ già presenti nei siti ove erano stati

prodotti, spesso ancora allo stato originario – 6000 m ³ 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 m ³ 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 m ³

all’anno

Pavia Saluggia Trino

Caorso

Latina

Garigliano

Trisaia Casaccia

Boscomarengo

Palermo

Siti nucleari

italiani

CENTRALE

ELETTRONUCLEARE

REATTORE DI RICERCA

ALTRI IMPIANTI

Pisa

Ispra

Strategia originariamente adottata dagli esercenti

custodia protettiva passiva (safstor)

- rimozione della radioattività asportabile con mezzi ordinari

- sigillatura della radioattività residua entro edifici dell’impianto

- conservazione dell’impianto nello stato così raggiunto per diversi decenni prima dello

smantellamento

Alternativa: disattivazione accelerata (DECON)

SAFSTOR - DECON

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

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 m ³ presenti oggi in Italia

• 6000 m ³ di ritorno dall’Inghilterra

• alcune decine di migliaia di m ³ dal

decommissioning degli impianti nucleari

• qualche centinaio di m ³ di nuova produzione annuale

Produzione annua di rifiuti pericolosi in Italia

3,6 milioni di m ³

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)

tempo di dimezzamento

li ve ll o di r ad io at ti vi tà t. di m ez za m en to 30 a nn i

Rifiuti esenti

Rifiuti ad alta attività

Rifiuti a bassa e media attività a vita breve

Rifiuti a vita lunga

400-4000 Bq/g emettitori alfa a lunga vita

Rifiuti esenti: concentrazione minore di livelli di rilascio (clearance) definiti dall’autorità competente Rifiuti ad alta attività: produzione di calore maggiore di

2 kW/m ³ (~10 ⁴ TBq/m ³ )

Rifiuti a vita breve: concentrazione di alfa emettitori minore di - 4000 Bq/g per singolo manufatto

- 400 Bq/g media di tutti manufatti

CATEGORIA CARATTERISTICHE OPZIONI 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/ m ³

2.1 Vita breve Emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni minori di 400- 4000 Bq/g

Smaltimento superficiale o in sito geologico

2.2 Vita lunga Emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni maggiori di 400-4000 Bq/g

Smaltimento in sito geologico

3. Rifiuti a alta

attività Potenza termica maggiore ~

2 kW/ m ³

Smaltimento in sito geologico

Classificazione IAEA – Modalità di smaltimento

CLASSIFICAZIONE UE

Raccomandazione Commissione 1999

1. Residui radioattivi di transizione: soprattutto di origine

medica. Il decadimento avviene durante il deposito temporaneo e possono poi essere gestiti come rifiuti convenzionali fuori del

sistema regolatorio, purché siano rispettati i livelli di clearance 2. Residui radioattivi a bassa e media attività: la concentrazione

di radioattività è tale che la generazione di calore è bassa. I livelli di potenza termica sono specifici del sito

2.1 Residui a vita breve: radionuclidi con emivita inferiore o

uguale a quella del Cs137 e Sr90 e emettitori alfa a vita lunga in concentrazioni inferiori a 4000 Bq/g nel singolo manufatto e a 400 Bq/g nel volume totale dei 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

I gruppo di radiotossicità (Am241, Np237, Pu241,

Ra228, Th228, U233……….)

10 ^-3 Ci in 100 g (0,37 Bq/g)

II gruppo di radiotossicità (Co60, Cs134, Cs137, I131, Sr90, Ir192……..)

10 ^-2 Ci in 100g (3,7 Bq/g)

III gruppo di radiotossicità (C14, P32, Tc99…….)

10 ^-1 Ci in 100g (37 Bq/g)

IV gruppo di radiotossicità (Tc99m, Th nat., U235, U238, U nat., U impoverito……)

1 Ci in 100g (370 Bq/g)

DM 14 luglio 70 - Livelli di smaltimento in esenzione

di rifiuti solidi (abrogato)

Le condizioni di esenzione del DM 14 luglio 1970 nella disciplina di legge attuale

sostituite dall’esenzione generale per lo smaltimento di rifiuti alle seguenti

condizioni:

•concentrazione fino a 1 Bq/g

•tempo di dimezzamento inferiore a 75 giorni

•rispetto delle norme del D. L.vo n.22/1997

Negli altri casi: livelli di rilascio stabiliti

caso per caso in base a riferimenti di dose

 emettitori t 1/2 < 5 anni

 emettitori t _1/2 >100 anni

 emettitori t _1/2 >100 anni in metalli attivati

 emettitori 5<t _1/2 <100 anni Cs137 e Sr90

Co60 H3 Pu241 Cm 242

Radionuclidi t _1/2 < 5 anni

370 Bq/g 370 Bq/g 3,7 kBq/g 37 kBq/g 3,7 MBq/g 37 MBq/g 1,85 MBq/g 13 kBq/g 74 kBq/g 37 MBq/g

Guida Tecnica n. 26: Limiti di concentrazione

per rifiuti di II categoria condizionati

RIFIUTI RADIOATTIVI ATTUALMENTE PRESENTI NEI SITI ITALIANI

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000

1° e 2° CAT. 3° CAT.

3° CAT. 0 0 12 90 315 66 10 0 0 0 339 140 40

1° e 2° CAT. 2192 911 945 2452 1280 55 3090 5178 34 279 2131 210 6054

SOGIN-

Caorso Sogin-Trino SOGIN- Latina

SOGIN- Garigl.

ENEA- Saluggia

ENEA- Casaccia

ENEA-

Trisaia NUCLECO FIAT- Saluggia

FN-

Boscom. CCR-Ispra CISAM-Pisa Altri

RIPARTIZIONE NELLE TRE CATEGORIE

I categoria 33%

II categoria 63%

III categoria

4%

6500

3600

18800

9600

1400 970 1700 750

300 590

5000

60 0

2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 16000 18000 20000

v o lu m e ( m 3 )

SOGIN Caorso

SOGIN Trino

SOGIN Latina

SOGIN Garigl.

ENEA Saluggia

ENEA Casaccia

ENEA Trisaia

NUCLECO FIAT Saluggia

FN Boscom.

CCR Ispra CISAM Pisa

RIFIUTI PREVISTI DALLO SMANTELLAMENTO

DEGLI IMPIANTI NUCLEARI ITALIANI

FASI DELLA GESTIONE

PRODUZIONE

RACCOLTA e TRASPORTO

TRATTAMENTO e CONDIZIONAMENTO

STOCCAGGIO TEMPORANEO

SMALTIMENTO

• Impianti nucleari (esercizio e

disattivazione)

• Riprocessamento combustibile

• Impieghi di materie radioattive

(medici, industriali,

di ricerca)

RACCOLTA

•Attività di intermediazione, associata o meno al

trasporto dei rifiuti o a fasi successive della gestione

•Disciplinata dalla legge (art. 31 D. L.vo n. 230/1995 e

s.m.i.)

TRATTAMENTO

Complesso di operazioni che, mediante l’applicazione di processi chimici e/o fisici, modificano la forma fisica e/o la composizione chimica dei rifiuti radioattivi, con

l’obiettivo principale di operare una riduzione del volume

e/o di preparare i rifiuti radioattivi alla successiva fase di

condizionamento

PROCESSI DI TRATTAMENTO

• evaporazione

• filtrazione

• scambio ionico

• precipitazione

• incenerimento

• supercompattazione

• ……….

Supercompattatore

TRASMUTAZIONE

Trasformazione di radionuclidi a vita lunga in radionuclidi a vita breve:

•fissione degli attinidi

•cattura neutronica o altre reazioni per prodotti di fissione (es Tc99 ^(t 1/2 2,13 * 10 ⁵ a) + n Tc100 Ru100 ^(t 1/2 15,8 s) + ) Plutonio utilizzabile nel combustibile MOX per reattori termici Altri attinidi fissionabili nei reattori veloci

Migliori rendimenti e maggiore sicurezza con sistemi sottocritici guidati da acceleratori di protoni con produzione di neutroni

tramite spallazione

Alcuni impianti sperimentali in corso di realizzazione

CONDIZIONAMENTO

Processo effettuato con l’impiego di un agente solidificante all’interno di un contenitore allo

scopo di produrre un manufatto (rifiuti radioattivi condizionati + contenitore) nel quale i radionuclidi sono inglobati in una matrice solida al fine di

limitarne la mobilità potenziale

Solidificazione:

Condizionamento dei rifiuti liquidi o semiliquidi 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 t _1/2 > 5 anni Cs137 e Sr90

Radionuclidi t _1/2 < 5 anni e Co60

370 Bq/g

740 Bq/g

18,5 kBq/g

Proprietà dell’agente solidificante

•Compatibilità fisica e chimica con i rifiuti

•Omogeneità

•Insolubilità e impermeabilità

•Resistenza meccanica

•Resistenza al calore e alle radiazioni

•Stabilità nel tempo

Principali tecniche di condizionamento:

Cementazione: per rifiuti con contenuti di

 emettitori e produzione di calore limitati

Vetrificazione: per i rifiuti ad alta attività e

lunga vita

“pizze” condizionate in matrice cementizia

Stato dei rifiuti presenti in Italia (totale m ³ 26000 circa)

Condizionati 17%

Trattati Non trattati 22%

61%

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

1. Fusto condizionato (manufatto) 2. Modulo

3. Cella

4. Rivestimento esterno

DEPOSITO SUPERFICIALE (tipo modulare)

MODULO IN C.A.

manufatti (18 ) riempimento in

malta cementizia

~ 3 m

1. Tunnel di deposito 2. Gallerie di accesso ai tunnel.

3. Barriere ingegneristiche.

4. Barriere geologiche.

SCHEMA DI DEPOSITO GEOLOGICO

PROGETTO DI DIRETTIVA UE

• Tutti i paesi debbono dotarsi di un deposito di smaltimento per i rifiuti a media e bassa attività entro il 2013

• Tutti i paesi debbono dotarsi di un deposito di smaltimento geologico per i rifiuti a alta attività entro il 2018

Il progetto è attualmente in discussione presso

il Consiglio

Alcune soluzioni adottate, progettate o in corso di realizzazione

• Spagna: deposito superficiale di tipo modulare

• Francia: depositi superficiali di tipo monolitico

• Svezia: deposito in gallerie sotto il livello del mare per b/m attività

• Gran Bretagna: deposito superficiale e progetto di deposito profondo

• Germania: depositi in miniere di ferro e di sale per b/m attività

• Svizzera: deposito in galleria (fianco di montagna) per b/m attività

• USA: depositi geologici per alta attività e combustibile

irraggiato e per residui della produzione militare

GESTIONE DEL COMBUSTIBILE IRRAGGIATO

Possibili due strategie:

• Riprocessamento – trattamento chimico con estrazione, per riutilizzo, di U e Pu (e “attinidi

minori” nell’ipotesi di ciclo “a doppio strato”) e produzione di rifiuti ad alta attività

• Smaltimento come rifiuto - in prospettiva in siti geologici profondi (es. Yucca Mountain)

In attesa: deposito temporaneo a lungo termine

Combustibile irraggiato in Italia

• Utilizzate oltre 1800 t in 25 anni

• Quasi 1600 t spedite nel tempo al riprocessamento in GB

• 286 t rimanenti negli impianti italiani (stoccaggio in piscina)

• 53 t in via di trasferimento in GB per riprocessamento

• Per il combustibile rimanente previsto lo

stoccaggio in contenitori a secco di tipo “dual purpose” (trasporto e stoccaggio)

• Rientro dei rifiuti prodotti in GB

LIVELLI DI ALLONTANAMENTO*

(*rilascio – clearance)

TERMINOLOGIA

• Esclusione: esposizioni considerate non suscettibili di controllo (es. livello naturale di radiazioni)

• Esenzione: esposizioni teoricamente suscettibili di controllo ma sottratte alle prescrizione della

regolamentazione per considerazioni di ottimizzazione (BRC) – Comunicazione e autorizzazione non obbligatorie

• Allontanamento: esenzione dalle prescrizioni della

regolamentazione di materiali contenenti sostanze

radioattive derivanti da pratiche soggette ad essa

(rilascio nell’ambiente esterno)

ALLONTANAMENTO

ESCLUSIONE

REGOLATORIO SISTEMA

SOGGEZIONE

Direttiva 96/29/Euratom

• Il riciclo, il riutilizzo e lo smaltimento di materiali contenenti sostanze radioattive

derivanti da pratiche soggette a comunicazione o ad autorizzazione debbono essere

preventivamente autorizzate, a meno che….

• …i livelli di radioattività non siano conformi a livelli di allontanamento stabiliti dalle autorità nazionali, secondo criteri fissati dalla Direttiva (Allegato I) e tenendo conto delle

raccomandazioni EU

Criteri radioprotezionistici Direttiva 96/29

• dose individuale dell’ordine di 10 Sv/a

• dose collettiva dell’ordine di 1 Sv-persona per anno di pratica (in alternativa, dimostrazione che

l’allontanamento è l’opzione ottimizzata)

I criteri stabiliti originariamente nella Safety Series n. 89 dell’AIEA (1988)

Livelli di allontanamento congruenti con i criteri sono indicati in raccomadazioni del Gruppo di esperti ex articolo 31 Trattato Euratom

Raccomandazioni EU

• “Recommended radiological protection criteria for the recycling of metals from the dismantling of

nuclear installations” Radiation Protection 89 (1998)

• “Recommended radiological protection criteria for the clearance of buildings and building rubble

from the dismantling of nuclear installations”

Radiation Protection 113 (2000)

• “Practical use of the concepts of clearance and

exemption - Part I: Guidance on general clearance

levels for practices” Radiation Protection 122 (2000)

Livelli di allontanamento ottenuti tramite

valutazioni di dosi individuali e collettive

connesse a scenari di riciclo, riutilizzo o

smaltimento di materiali contaminati con

diversi radionuclidi

Scenari e dosi per il riciclo dell’acciaio

Polveri e fumi in fabbrica (ing. 4.3 –6; inal. 1.0 -5)

Trasporto Deposito Taglio Fusione Rilasci atmosfera

(est. 8.6 -6) (est. 9.3 -7) (inal. 1.6 –5*) (est. ing. inal. 2.9 -8)

l avorazioni

Lingotti (inal. 7.2 –8)

prodotti scorie

Dosi annue in Sv da 1 Bq/g del radionuclide critico (* 1 Bq/cm ² )

Macchina utensile (7.3 –6 Sv/a)

Cucina per comunità (1.5 –6 Sv/a)

Prodotti Vessel di processo (3.4 –6 Sv/a) (esterna) Parti di imbarcazione (1.7 –5 Sv/a)

Armatura di edificio in c.a. (1.5 –6 Sv/a)

Radiatore riscaldamento (7.3 –7 Sv/a)

Campo sportivo (inalazione 4.0 –5 Sv/a)

Scorie Sito di smaltimento scorie e polveri

(est. ing. inal. 4.8 –5 Sv/a)

Riutilizzo del sito dopo chiusura

(est. ing. inal. adulti 2.6 –7; bambini 6.5 –7; lattanti 1.6 -7Sv/a)

Per ciascun radionuclide

10 Sv

Livello di allontanamento = ——————————— x 1 Bq/g dose scenario più gravoso

• Verifica dose collettiva (ipotesi di rilascio di 10000 t/anno)

• Arrotondamenti riferiti al 3 di ogni decade

Con le stesse procedure studiati scenari analoghi per:

• riutilizzo diretto di componenti e strumenti ( definizione di livelli di allontanamento in termini di

attività superficiale)

• altri metalli: alluminio e rame

• riutilizzo di edifici e riciclo o smaltimento di materiali cementizi

• riciclo, riutilizzo o smaltimento di materiali

generici

Rilascio di rottami di rame

Riprocessamento dei rottami - trasporto (est.)

- taglio (est. inal.)

- cumuli nel deposito (est.)

Fonderia e raffinazione

- lavoratori in fonderia (inal. ing.) - scarichi nell’ambiente

- manifattura di prodotti - elettroraffinazione

Uso di prodotti (est.)

-attrezzature da laboratorio e domestiche

- pannelli decorativi - strumento musicale

Uso di sottoprodotti

-fondo di campo da calcio (inal.)

- discarica (lavoratori, 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.)

Concentrazione di

massa Contaminazione

superficiale Concentrazione di

massa Contaminazione superficiale

(Bq/g) (Bq/cm²) (Bq/g) (Bq/cm²)

H 3 1000 100000 Gd 153 10 100

C 14 100 1000 Tb 160 1 10

Na 22 1 10 Tm 170 100 1000

S 35 1000 1000 Tm 171 1000 10000

Cl 36 10 100 Ta 182 1 10

K 40 1 100 W 181 100 1000

Ca 45 1000 100 W 185 1000 1000

Sc 46 1 10 Os 185 1 10

Mn 53 10000 100000 Ir 192 1 10

Mn 54 1 10 Tl 204 1000 1000

Fe 55 10000 10000 Pb 210 1 1

Co 56 1 10 Bi 207 1 10

Co 57 10 100 Po 210 1 0,1

Co 58 1 10 Ra 226 1 0,1

Co 60 1 10 Ra 228 1 1

Ni 59 10000 10000 Th 228 1 0,1

Ni 63 10000 10000 Th 229 1 0,1

Zn 65 1 100 Th 230 1 0,1

As 73 100 1000 Th 232 1 0,1

Se 75 1 100 Pa 231 1 0,1

Sr 85 1 100 U 232 1 0,1

Sr 90 10 10 U 233 1 1

Y 91 10 100 U 234 1 1

Zr 93 10 100 U 235 1 1

Zr 95 1 10 U 236 10 1

Nb 93m 1000 10000 U 238 1 1

Nb 94 1 10 Np 237 1 0,1

Mo 93 100 1000 Pu 236 1 0,1

T c 97 1000 1000 Pu 238 1 0,1

T c 97m 1000 1000 Pu 239 1 0,1

T c 99 100 1000 Pu 240 1 0,1

Ru 106 1 10 Pu 241 10 10

Ag 108m 1 10 Pu 242 1 0,1

Ag 110m 1 10 Pu 244 1 0,1

Cd 109 10 100 Am 241 1 0,1

Sn 113 1 100 Am 242m 1 0,1

Sb 124 1 10 Am 243 1 0,1

Sb 125 10 100 Cm 242 10 1

T e 123m 10 100 Cm 243 1 0,1

T e 127m 100 100 Cm 244 1 0,1

I 125 1 100 Cm 245 1 0,1

I 129 1 10 Cm 246 1 0,1

Cs 134 1 10 Cm 247 1 0,1

Cs 135 10 1000 Cm 248 1 0,1

Cs 137 1 100 Bk 249 100 100

Ce 139 10 100 Cf 248 10 1

Ce 144 10 10 Cf 249 1 0,1

Pm 147 10000 1000 Cf 250 1 0,1

Sm 151 10000 1000 Cf 251 1 0,1

Eu 152 1 10 Cf 252 1 0,1

Eu 154 1 10 Cf 254 1 0,1

Eu 155 10 1000 Es 254 10 1

Radionuclide Radionuclide

Livelli di clearance per il riciclo di rottami metallici

Co nt amin azion e Co nt aminazion e

Radio nuclide Superficiale Radio nuclide Superficiale

(Bq/cm²) (Bq/cm²)

H 3 10000 Gd 153 10

C 1 4 1000 T b 160 10

Na 22 1 T m 170 1000

S 3 5 1000 T m 171 100 00

Cl 36 100 T a 182 10

K 4 0 10 W 181 100

Ca 45 100 W 185 1000

Sc 46 10 Os 185 10

Mn 53 10000 Ir 192 10

Mn 54 10 T l 204 100

Fe 55 1000 Pb 210 1

Co 56 1 Bi 207 1

Co 57 10 Po 210 0,1

Co 58 10 Ra 226 0,1

Co 60 1 Ra 228 1

Ni 59 10000 T h 228 0,1

Ni 63 1000 T h 229 0,1

Zn 65 10 T h 230 0,1

As 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

Y 91 100 U 234 1

Zr 93 100 U 235 1

Zr 95 10 U 236 1

Nb 93m 1000 U 238 1

Nb 94 1 Np 237 0,1

Mo 93 100 Pu 236 0,1

T c 97 100 Pu 238 0,1

T c 97m 1000 Pu 239 0,1

T c 99 1000 Pu 240 0,1

Ru 106 10 Pu 241 10

Ag 108m 1 Pu 242 0,1

Ag 110m 1 Pu 244 0,1

Cd 109 100 A m 241 0,1

Sn 113 10 A m 242m 0,1

Sb 124 10 A m 243 0,1

Sb 125 10 Cm 242 1

T e 123m 100 Cm 243 0,1

T e 127m 100 Cm 244 0,1

I 1 25 100 Cm 245 0,1

I 1 29 10 Cm 246 0,1

Cs 134 1 Cm 247 0,1

Cs 135 100 Cm 248 0,1

Cs 137 10 Bk 249 100

Ce 139 10 Cf 248 1

Ce 144 10 Cf 249 0,1

Pm 1 47 1000 Cf 250 0,1

Sm 1 51 1000 Cf 251 0,1

Eu 152 1 Cf 252 0,1

Livelli di clearance per il riutilizzo diretto di oggetti metallici

Rilascio di edifici Riutilizzo edifici

-occupazione -ristrutturazioni

Demolizione edifici

Trasporto

Smaltimento in discarica dei materiali cementizi

Trasporto

Riutilizzo materiali senza lavorazioni (riempimenti)

Riutilizzo materiali con lavorazioni

(framment. selezione)

Costruzione - fondazioni - strade

-- ……

Inerte per nuovo c.a.

-edilizia residenziale - piattaforme

- ……..

Cont aminazione Cont aminazio ne Rad ionuclide Superficiale Radio nuclid e Sup erficiale

(Bq /cm²) (Bq/cm²)

H 3 10000 Gd 153 10

C 14 1000 Tb 160 1

Na 22 1 Tm 170 1000

S 35 1000 Tm 171 1000

Cl 36 100 Ta 182 1

K 40 10 W 181 100

Ca 45 1000 W 185 1000

Sc 46 1 Os 185 10

Mn 53 10000 Ir 192 10

Mn 54 1 Tl 204 1000

Fe 55 10000 Pb 210 1

Co 56 1 Bi 207 1

Co 57 10 Po 210 10

Co 58 10 Ra 226 1

Co 60 1 Ra 228 1

Ni 59 100000 Th 228 0,1

Ni 63 10000 Th 229 0,1

Zn 65 1 Th 230 1

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

Nb 93m 1000 U 238 1

Nb 94 1 Np 237 1

Mo 93 100 Pu 236 1

Tc 97 100 Pu 238 1

Tc 97m 100 Pu 239 0,1

Tc 99 100 Pu 240 0,1

Ru 106 10 Pu 241 10

A g 108m 1 Pu 242 1

A g 110m 1 Pu 244 1

Cd 109 100 A m 241 1

Sn 113 10 A m 242m 1

Sb 124 1 A m 243 1

Sb 125 1 Cm 242 1

Te 123m 10 Cm 243 1

Te 127m 100 Cm 244 1

I 125 100 Cm 245 0,1

I 129 10 Cm 246 1

Cs 134 1 Cm 247 1

Cs 135 1000 Cm 248 0,1

Cs 137 1 Bk 249 100

Ce 139 10 Cf 248 1

Ce 144 10 Cf 249 0,1

Pm 147 1000 Cf 250 1

Sm 151 10000 Cf 251 0,1

Eu 152 1 Cf 252 1

1,3 E-2 nel caso il contributo del radionuclide sia

Livelli di clearance per riutilizzo o demolizione di edifici

(attività totale nella struttura per unità di superficie)

Co n t aminazion e Co nt aminazio ne Radio nuclide Superf iciale Radio nuclide Superficiale

(Bq/cm²) (Bq/cm²)

H 3 10000 Gd 153 100

C 14 10000 Tb 160 10

Na 2 2 1 0 Tm 170 10000

S 35 100000 Tm 171 10000 0

Cl 36 100 Ta 182 10

K 40 1 0 W 181 1 000

Ca 4 5 100000 W 185 1 000 000

Sc 46 1 0 Os 185 10

Mn 53 10000 Ir 192 100

Mn 54 1 0 Tl 204 1 000

Fe 55 10000 Pb 210 1

Co 56 1 0 Bi 207 10

Co 57 100 Po 210 100

Co 58 1 0 Ra 226 1

Co 60 1 Ra 228 10

Ni 59 100000 Th 228 1

Ni 63 100000 Th 229 1

Zn 6 5 1 0 Th 230 1

A s 7 3 10000 Th 232 1

Se 7 5 100 Pa 231 0,1

Sr 85 100 U 232 1

Sr 90 100 U 233 10

Y 91 100000 U 234 10

Zr 93 1000 U 235 10

Zr 95 1 0 U 236 10

Nb 93m 100000 U 238 10

Nb 94 1 0 Np 237 10

Mo 93 1000 Pu 236 10

Tc 97 1000 Pu 238 1

Tc 97m 1000 Pu 239 1

Tc 99 100 Pu 240 1

Ru 106 100 Pu 241 100

A g 108m 1 0 Pu 242 1

A g 110m 1 0 Pu 244 1

Cd 109 10000 A m 241 1

Sn 113 100 A m 242m 1

Sb 124 1 0 A m 243 1

Sb 125 1 0 Cm 242 100

Te 123m 100 Cm 243 10

Te 127m 10000 Cm 244 10

I 125 10000 Cm 245 1

I 129 1 0 Cm 246 1

Cs 134 1 0 Cm 247 1

Cs 135 10000 Cm 248 1

Cs 137 1 0 Bk 249 1 000

Ce 1 39 100 Cf 248 10

Ce 1 44 100 Cf 249 1

Pm 14 7 10000 Cf 250 10

Sm 15 1 10000 Cf 251 1

Eu 1 52 1 0 Cf 252 10

Eu 1 54 1 0 Cf 254 10

Eu 1 55 100 Es 254 10

Livelli di clearance per la demolizione di edifici

(attività totale nella struttura per unità di superficie)

Concent razione Concent razione Radionuclide di massa Radionuclide di massa

(Bq/g) (Bq/g)

H 3 100 Gd 153 10

C 14 10 Tb 160 0,1

Na 22 0,1 Tm 170 100

S 35 1000 Tm 171 1000

Cl 36 1 Ta 182 0,1

K 40 1 W 181 10

Ca 45 1000 W 185 1000

Sc 46 0,1 Os 185 1

Mn 53 1000 Ir 192 0,1

Mn 54 0,1 Tl 204 100

Fe 55 1000 Pb 210 0,1

Co 56 0,1 Bi 207 0,1

Co 57 1 Po 210 1

Co 58 0,1 Ra 226 0,1

Co 60 0,1 Ra 228 0,1

Ni 59 1000 Th 228 0,1

Ni 63 1000 Th 229 0,1

Zn 65 1 Th 230 0,1

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

Nb 93m 1000 U 238 1

Nb 94 0,1 Np 237 0,1

Mo 93 100 Pu 236 0,1

Tc 97 10 Pu 238 0,1

Tc 97m 10 Pu 239 0,1

Tc 99 1 Pu 240 0,1

Ru 106 1 Pu 241 1

A g 108m 0,1 Pu 242 0,1

A g 110m 0,1 Pu 244 0,1

Cd 109 100 A m 241 0,1

Sn 113 1 A m 242m 0,1

Sb 124 100 A m 243 0,1

Sb 125 1 Cm 242 1

Te 123m 1 Cm 243 0,1

Te 127m 100 Cm 244 0,1

I 125 100 Cm 245 0,1

I 129 0,1 Cm 246 0,1

Cs 134 0,1 Cm 247 0,1

Cs 135 1000 Cm 248 0,1**

Cs 137 1 Bk 249 10

Ce 139 1 Cf 248 1

Ce 144 10 Cf 249 0,1

Pm 147 1000 Cf 250 0,1

Sm 151 1000 Cf 251 0,1

Eu 152 0,1 Cf 252 0,1

Livelli di clearance per i materiali cementizi

(concentrazione di massa)

* 3,5 E-3 nel caso il contributo del radionuclide sia maggiore del 10%

** 2,6 E-2 nel caso il contributo del

radionuclide sia

maggiore del 10%

Scenari per i livelli di clearance generali

Inalazione: 1. Inalazione di polveri da parte di un lavoratore, concentrazione 1 mg/m ³ , respirazione 1,2 m ³ /h, 1800 h/anno

2. Inalazione di polveri da parte di un bambino,

concentrazione 0,1 mg/m ³ , respirazione 0,24 m ³ /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m di polvere per 1800 h/anno

H-3 100 Sb-122 1 Tl-200 1

Be-7 10 Sb-124 0,1 Tl-201 10

C-14 10 Sb-125+ 1 Tl-202 1

Na-22 0,1 Te-123m 1 Tl-204 10

P-32 100 Te-125m 100 Pb-203 1

P-33 100 Te-127m+ 10 Pb-210+ 0,01

S-35 100 Te-129m+ 10 Bi-206 0,1

Sc-48 0,1 Te-131m+ 1 Bi-207 0,1

V-48 0,1 Te-132+ 0,1 Bi-210 10

Cr-51 10 Te-134 1 Po-210 0,01

Mn-52 0,1 I-125 1 Ra-223+ 1

Mn-53 1000 I-126 1 Ra-224+ 1

Mn-54 0,1 I-129 0,1 Ra-225 1

Fe-55 100 I-131+ 1 Ra-226+ 0,01

Fe-59 0,1 Cs-129 1 Ra-228+ 0,01

Co-56 0,1 Cs-131 1000 Ac-227+ 0,01

Co-57 1 Cs-132 1 Th-227 1

Co-58 0,1 Cs-134 0,1 Th-228+ 0,1

Co-60 0,1 Cs-135 10 Th-229+ 0,1

Ni-59 100 Cs-136 0,1 Th-230 0,1

Ni-63 100 Cs-137+ 1 Th-231 100

Zn-65 1 Ba-131 1 Th-232+ 0,01

Ge-71 10000 Ba-140 0,1 Th-234+ 10

As-73 100 La-140 0,1 Pa-230 1

As-74 1 Ce-139 1 Pa-231 0,01

As-76 1 Ce-141 10 Pa-233 1

As-77 100 Ce-143 1 U-230+ 1

Se-75 1 Ce-144+ 10 U-231 10

Br-82 0,1 Pr-143 100 U-232+ 0,1

Rb-86 10 Nd-147 10 U-233 1

Sr-85 1 Pm-147 100 U-234 1

Sr-89 10 Pm-149 100 U-235+ 1

Sr-90+ 1 Sm-151 100 U-236 1

Y-90 100 Sm-153 10 U-237 10

Y-91 10 Eu-152 0,1 Pu-239 0,1

Zr-93 10 Eu-154 0,1 Pu-240 0,1

Zr-95+ 0,1 Eu-155 10 Pu-241 1

Nb-93m 100 Gd-153 10 Pu-242 0,1

Nb-94 0,1 Tb-160 0,1 Pu-244+ 0,1

Nb-95 1 Dy-166 10 Am-241 0,1

Mo-93 10 Ho-166 10 Am-242m+ 0,1

Mo-99+ 1 Er-169 100 Am-243+ 0,1

Tc-96 0,1 Tm-170 10 Cm-242 1

Tc-97 10 Tm-171 100 Cm-243 0,1

Tc-97m 10 Yb-175 10 Cm-244 0,1

Tc-99 1 Lu-177 10 Cm-245 0,1

Ru-97 1 Hf-181 1 Cm-246 0,1

Ru-103+ 1 Ta-182 0,1 Cm-247+ 0,1

Ru-106+ 1 W -181 10 Cm-248 0,1

Rh-105 10 W -185 100 Bk-249 10

Pd-103+ 1000 Re-186 100 Cf-246 10

Ag-105 1 Os-185 1 Cf-248 1

Ag-108m+ 0,1 Os-191 10 Cf-249 0,1

Ag-110m+ 0,1 Os-193 10 Cf-250 0,1

Ag-111 10 Ir-190 0,1 Cf-251 0,1

Cd-109+ 10 Ir-192 0,1 Cf-252 0,1

Cd-115+ 1 Pt-191 1 Cf-253+ 1

Cd-115m+ 10 Pt-193m 100 Cf-254 0,1

In-111 1 Au-198 1 Es-253 1

In-114m+ 1 Au-199 10 Es-254+ 0,1

Sn-113+ 1 Hg-197 10 Es-254m+ 1

Sn-125 1 Hg-203 1

Livelli generali di clearance

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)

H ₃ 1 10000 1 10000 0,1

C ₁₄ 1 1000 1 1000 0,1

Mn ₅₄ 1 10 0,1 1 0,1

Fe ₅₅ 1 1000 1 10000 0,1

Co ₆₀ 1 1 0,1 1 0,1

Ni ₅₉ 1 1000 1 10000 0,1

Ni ₆₃ 1 1000 1 10000 0,1

Sr ₉₀ 1 1 1 100 0,1

Sb ₁₂₅ 1 10 1 1 0,1

Cs ₁₃₄ 0,1 1 0,1 1 0,1

Cs ₁₃₇ 1 10 1 1 0,1

Eu ₁₅₂ 1 1 0,1 1 0,1

Eu ₁₅₄ 1 1 0,1 1 0,1

emett.

alfa

0,1 0,1 0,1 0,1 0,01

Pu ₂₄₁ 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