Attività nucleari radioattività e

(1)

Attività nucleari radioattività e

ambientale

12

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Autori:

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 Coordinatore tematico:

Mario DIONISI¹, Sonia FONTANI¹, Giuseppe MENNA¹, Carmelina SALIERNO¹

1 ISPRA

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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 connesse 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, questo comporta la gestione delle attività di trasporto per la distribuzione delle sorgenti radioattive e dei rifiuti da esse derivanti.

In aggiunta a tali attività, la presenza di radioattività artificiale nell’ambiente è dovuta in gran parte ai test atomici della seconda metà del secolo scorso e agli incidenti nucleari, in particolare quello di Chernobyl del 1986.

In assenza di incidenti rilevanti, 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, in 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. Ogni anno in Italia sono attribuiti all’esposizione al radon circa 3.400 tumori polmonari su un totale di circa 31.000 casi.

Occorre, inoltre, aggiungere tra le fonti di radioattività naturale quella derivante da particolari lavorazioni e attività industriali di materiali contenti radionuclidi naturali (naturally occurring radioactive material - NORM) che possono comportare un significativo aumento dell’esposizione della popolazione e dei lavoratori.

A tale proposito, il 17 gennaio 2014 è stata pubblicata la Direttiva 2013/59/EURATOM del Consiglio del 5 dicembre 2013 che stabilisce norme fondamentali di sicurezza relative alla protezione contro i pericoli derivanti dall’esposizione alle

radiazioni ionizzanti che introduce 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.

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 D.Lgs. del 17 marzo 1995, n. 230 e successive modifiche, dal D.Lgs.

dell’8 febbraio 2007, n. 52, dal D.Lgs. del 4 marzo 2014, n. 45 e dal D.Lgs. 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).

Di rilevante importanza è il D.Lgs. 4 marzo 2014, n.

45 e sue successive modifiche e integrazioni che istituisce l’Ispettorato nazionale per la sicurezza nucleare e la radioprotezione (ISIN). Tutte le attività e le funzioni in materia di nucleare e di radioprotezione dell’ISPRA, dal 1° agosto 2018, sono di competenza dell’ISIN.

L’ISIN svolge le funzioni e i compiti di autorità nazionale per la regolamentazione tecnica espletando le istruttorie connesse ai processi autorizzativi, le valutazioni tecniche, il controllo e la vigilanza delle installazioni nucleari non più in esercizio e in disattivazione, dei reattori di ricerca, degli impianti e delle attività connesse alla gestione dei rifiuti radioattivi e del combustibile nucleare esaurito, delle materie nucleari, della protezione fisica passiva delle materie e delle installazioni nucleari, delle attività d’impiego delle sorgenti di radiazioni ionizzanti e di trasporto delle materie radioattive, emanando altresì le certificazioni previste dalla normativa vigente in tema di trasporto di materie radioattive stesse. Emana guide tecniche e fornisce supporto ai Ministeri competenti nell’elaborazione degli atti di rango legislativo nelle materie di competenza. Fornisce supporto tecnico alle autorità di protezione civile nel campo della pianificazione e della risposta alle emergenze radiologiche e nucleari, partecipa alle attività di controllo della radioattività ambientale definite dalla normativa vigente che prevede reti

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di sorveglianza regionali e reti di sorveglianza nazionali. All’ISIN sono affidate le funzioni di coordinamento tecnico delle reti nazionali al fine di assicurare l’omogeneità dei criteri di rilevamento, delle modalità dei prelievi e delle misure, nonché la diffusione dei dati rilevati e la loro trasmissione alla Commissione europea.

L’ISIN assicura gli adempimenti dello Stato italiano agli obblighi derivanti dagli accordi internazionali sulle salvaguardie, la rappresentanza dello Stato italiano nell’ambito delle attività svolte dalle organizzazioni internazionali e dall’Unione Europea nelle materie di competenza e la partecipazione ai processi internazionali e comunitari di valutazione della sicurezza nucleare degli impianti nucleari e delle attività di gestione del combustibile irraggiato e dei rifiuti radioattivi in altri paesi.

In relazione anche alla nuova istituzione dell’ISIN, è evidente che risulti di forte rilevanza mantenere le competenze della sicurezza nucleare e della radioprotezione ad alto livello e condurre le attività di controllo e di monitoraggio della radioattività sull’ambiente e sugli alimenti su tutto il territorio nazionale al fine di prevenire e proteggere i lavoratori, la popolazione e l’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 Annuale

CCC

^R^I

P

2017

K

Produzione annuale di fluoro 18 D

P Annuale

CCC

^R^I

P

2017

K

Impianti nucleari: attività di radioiso-

topi rilasciati in aria e in acqua D

P Annuale

CCC

^R^P

C

2017

J

Quantità di rifiuti radioattivi detenuti P Annuale

CCC

^R^I ²⁰¹⁶

^K

Trasporti materie radioattive P Annuale

CCC

^R^I

P

2009-2017

K

Attività lavorative con uso di materiali

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

Radioattività ambientale

Concentrazione di attività di radon indoor S Non

definibile

CCC

^I ^1998-2017

K

Dose gamma assorbita in aria per espo-

sizioni a radiazioni cosmica e terrestre S Annuale

CCC

^R^I

(20/20)

1970-1971

2000-2017

K

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

S Annuale

CCC

^I ^1986-2017

J

Dose efficace media da radioattività

ambientale^a I Quinquennale - -

Stato di attuazione delle reti di sorve-

glianza sulla radioattività ambientale R Annuale

CCC

^I ^1997-2017

^J

a Nella presente edizione, l’indicatore non è stato aggiornato. La relativa scheda è consultabile nel DB 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 sanitario in seguito a fenomeni di accumulo nella catena alimentare.

Il trend dell’indicatore è positivo e mostra che gli obiettivi perseguiti sono ragione- volmente raggiunti nei tempi prefissati.

K

Quantità di rifiuti radioattivi

detenuti Il trend dell’indicatore 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.

L

^- ^-

(7)

BIBLIOGRAFIA

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Decreto Legislativo 45/2014 “Attuazione della direttiva 2011/70/EURATOM, che istituisce un quadro comunitario per la gestione responsabile e sicura del combustibile nucleare esaurito e dei rifiuti radioattivi”.

Decreto interministeriale 7 agosto 2015 “Classificazione dei rifiuti radioattivi, ai sensi dell’articolo 5 del decreto legislativo 4 marzo 2014, n. 45”

Decreto Legislativo 137/2017 “Attuazione della direttiva 2014/87/EURATOM che modifica la direttiva 2009/71/EURATOM che istituisce un quadro comunitario per la sicurezza nucleare degli impianti nucleari”

DIRETTIVA 2011/70/EURATOM DEL CONSIGLIO del 19 luglio 2011 che istituisce un quadro comunitario per la gestione responsabile e sicura del combustibile nucleare esaurito e dei rifiuti radioattivi

DIRETTIVA 2013/59/EURATOM DEL CONSIGLIO del 5 dicembre 2013 che stabilisce norme fondamentali di sicurezza relative alla protezione contro i pericoli derivanti dall’esposizione alle radiazioni ionizzanti, e che abroga le direttive 89/618/EURATOM, 90/641/EURATOM, 96/29/EURATOM, 97/43/EURATOM e 2003/122/EURATOM (GU UE 17/01/2014).

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IAEA Safety Standards “Regolamentazione IAEA per il Trasporto in Sicurezza del Materiale Radioattivo”

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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 suddetto nullaosta può essere di categoria A o categoria B, a seconda del superamento o meno delle soglie fissate nell’Al- legato 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’ISIN 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 at- tività 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 l’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 2016, il numero di impianti di cat. A autorizzati risulta invariato, pari cioè a 95.

COMMENTI

La Figura 12.1 e la 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 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’ISIN, un parere tecnico. L’iter autorizzativo termi- na 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 stabilita dal D.Lgs. 230/1995.

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ciclotroni 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 degli impianti autorizzati in cat. A (2017)

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: ISIN

(12)

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 - CS 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

Fonte: ISIN

Tabella 12.2: Distribuzione provinciale degli impianti autorizzati in cat. A (2017)

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Fonte: ISIN

Figura 12.1: Distribuzione regionale degli impianti autorizzati in cat. A (2017)

(14)

Fonte: ISIN

Figura 12.2: Distribuzione provinciale degli impianti autorizzati in cat. A (2017)

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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’Alle- gato IX del decreto stesso. In particolare i ciclotroni, essendo sorgenti di radiazioni con produzione media nel tempo di neutroni su tutto l’angolo soli- do 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 prepo- sti. 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 teori- camente 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 Lazio rispetto al 2016.

COMMENTI

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

(16)

popolazione. Come si evince dalla Tabella 12.3 e Figura 12.3, la maggiore produzione si riscontra in Lombardia, Lazio, Puglia ed Emilia-Romagna.

A livello provinciale, è Milano, seguita da Roma, Forlì-Cesena e Torino, a detenere la maggiore produzione (Tabella 12.4 - Figura 12.4).

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Tabella 12.3: Distribuzione regionale della produzione autorizzata di F-18 (2017)

Regione Attività

TBq %

Campania 173,3 2

Emilia-Romagna 783,0 10

Friuli-Venezia Giulia 370,0 5

Lazio 1.041,0 13

Liguria 60,1 < 1

Lombardia 2.136,7 26

Marche 333,0 4

Molise 330,0 4

Piemonte 662,4 8

Puglia 999,0 12

Sardegna 32,3 < 1

Sicilia 547,0 7

Toscana 294,2 4

Trentino-Alto Adige 12,0 < 1

Umbria 27,8 < 1

Veneto 390,0 5

TOTALE 8.191,8 100

Fonte: ISIN

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Tabella 12.4: Distribuzione provinciale della produzione autorizzata di F-18 (2017)

Provincia Attività

TBq %

Avellino - AV 40,7 <1

Bari - BA 555,0 7

Bologna - BO 80,0 1

Brescia - BS 120,0 1

Cagliari - CA 32,3 <1

Catania - CT 231,5 3

Cuneo - CN 30,0 <1

Firenze - FI 50,0 1

Forlì Cesena - FC 666,0 8

Genova - GE 60,1 1

Isernia - IS 330,0 4

Lecce - LE 444,0 5

Messina - ME 75,0 1

Macerata - MC 333,0 4

Milano - MI 1.060,2 13

Monza Brianza - MB 370,0 5

Napoli - NA 132,6 2

Palermo - PA 240,5 3

Pavia - PV 92,5 1

Perugia - PG 27,8 <1

Pisa - PI 244,2 3

Reggio Emilia - RE 37,0 <1

Roma - RM 1.041,0 13

Torino - TO 632,4 8

Trento - TN 12,0 <1

Treviso - TV 150,0 2

Udine - UD 370,0 5

Varese - VA 494,0 6

Verona - VR 240,0 3

TOTALE 8.191,8 100

Fonte: ISIN

(19)

Fonte: ISIN

Figura 12.3: Distribuzione regionale della produzione autorizzata di F-18 (2017)

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Fonte: ISIN

Figura 12.4: Distribuzione provinciale della produzione autorizzata di F-18 (2017)

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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 2017, l’indicatore può considerarsi abbastanza stabile; a un limita-

COMMENTI

Proseguono le autorizzate attività di decommissioning per le centrali nucleari del Garigliano, Trino e Caorso; per la centrale di Latina sono autorizzate diverse fasi di disattivazione preliminare che attualmente risultano a diversi stati di avanzamento. 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 2017, 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 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 gestione 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 della formula di scarico per liquidi e aeriformi per la centrale di Latina, da imputare prevalentemente all’aumento delle attività propedeutiche al decommissioning ovvero all’avanzamento delle stesse, corrisponde un impegno della formula di scarico costante per la centrale del Garigliano, mentre per le centrali di Trino e Caorso l’impegno è diminuito. Anche per quanto attiene alle restanti installazioni nucleari è da evidenziare che, per gli impianti ITREC, FN di Bosco Marengo, EUREX l’incremento nelle attività scaricate, sia qualitativamente sia quanti- tativamente è costante. Per il Centro ENEA della Casaccia si registra una diminuzione negli scarichi, sia liquidi sia aeriformi, con conseguente diminuzione dell’impegno della formula di scarico autorizzata. Il deposito Avogadro non ha effettuato nessuno scarico liquido, mentre risulta in controten- denza il reattore LENA di Pavia che ha effettuato uno scarico liquido.

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minima percentuale di quella autorizzata e pertanto ne risulta che la dose efficace alla popolazione è irrilevante dal punto di vista radiologico.

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Tabella 12.5: Quantità di radioattività scaricata dagli impianti nucleari negli effluenti liquidi e aeriformi (2017) continua Centrale di Caorso (PC) Scarichi liquidi NuclideCo60Cs137H3Fe55Sr90Sb125Ni59Ni63Beta totAlfa tot% F.d.S. Attività (Bq)1,44E+078,72E+062,82E+08(*)1,29E+053,46E-03 Scarichi aeriformi NuclideCo60Cs137H3Fe55Sr90Ni63Beta totAlfa tot% F.d.S. Attività (Bq)5,66E+059,06E+024,97E+087,48E+03 P=2,29E-02 Centrale di Trino Vercellese (VC) Scarichi liquidi NuclideCo60Cs134Cs137Sr90Fe55H3Pu239Am241Eu152% F.d.S. Attività (Bq)9,54E+062,04E+058,85E+064,20E+052,55E+062,36E+071,08E+041,91E+047,37E+055,00E-03 NuclideMn54Sb125C14Ni63Ni59Eu154Pu241 Attività (Bq)1,38E+054,44E+051,42E+064,04E+073,16E+063,92E+056,77E+05 Scarichi aeriformi NuclideCo60Cs134Cs137Sr90Pu239Kr85H3% F.d.S. Attività (Bq)8,14E+031,75E+043,45E+045,03E+024,26E+056,89E+084,30E-01 Centrale di Latina (LT) Scarichi liquidi Nuclide b /g Co60Cs137Sr90Pu239H3 % F.d.S. Attività (Bq)2,23E+061,31E+065,18E+079,86E+073,25E+062,17E+093,23E-01 Scarichi aeriformi NuclideCo60equiv. % F.d.S. Attività (Bq)2,55E+05<0,1

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continua

Centrale del Garigliano (CE) Scarichi liquidi NuclideCo60 Cs137Sr90aH3Ni63 % F.d.S. Attività (Bq)2,00E+066,18E+073,21E+063,28E+051,41E+071,92E+071,10E-01 Scarichi aeriformi NuclideCo60 Cs137Sr90aH3 % F.d.S Attività (Bq)(*)1,11E+044,39E+024,83E+031,86E+082,37E-02 Centro EURATOM di Ispra (VA) Scarichi liquidi Nuclide b /g Sr90aHTO % F.d.S. Attività (Bq)1,09E+065,61E+057,75E+041,22E+081,91E-02 Scarichi aeriformi Nuclide Cs137HTO % F.d.S. Attività (Bq)1,87E+112,53E-01 Centro Casaccia dell’ENEA (RM) Scarichi liquidi NuclideH3C14Co60Sr89Sr90Ru106I125 % F.d.S. Attività (Bq)4,19E+08<8,19E+04<5,18E+02<6,69E+062,05E+04<5,42E+03<3,12E+022,40E+00 NuclideI131Cs134Cs137Eu152Ra226Th232U235 Attività (Bq)<4,88E+02<4,91E+025,10E+04<1,25E+031,48E+04<2,67E+036,90E+01 NuclideU238Pu238Pu239Pu240Pu241Am241Pu242 Attività (Bq)1,28E+03<1,26E+01<1,26E+01<1,26E+01<2,12E+03<1,31E+01<1,26E+01 Scarichi aeriformi NuclideAr41 Kr88I131a totaleβ/g totale % F.d.S. Attività (Bq)1,6E+10(*)<1.0E+061,62E+041,07E+05(**)

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continua

segue Impianto ENEA ITREC della Trisaia Rotondella (MT) Scarichi liquidi Nuclidea totaleb/g totaleH3Sr90 % F.d.S. Attività (Bq)8,5E+053,39E+081,47E+081,90E+086,60E-01 Scarichi aeriformi Attività scaricata pulviscolo (Bq)

% F.d.S.Attività scaricata gas (Bq)

% F.d.S. 2,12E+060,075,87E+123,97 Reattore TRIGA LENA dell’Università di Pavia (PV) Scarichi liquidi NuclidiCs134Cs137% F.d.S. Attività (Bq)2,34E+049,32E+043,20E-02 Scarichi aeriformi Nuclidi Ar41% F.d.S. Attività (Bq)3,10E+10(+) Deposito Avogadro della FIAT-AVIO, Saluggia (VC) Scarichi liquidi NuclidiCo60 Cs134Cs137Sr90 H3 a totale % F.d. S. Attività (Bq)0,00E+000,00E+000,00E+000,00E+000,00E+000,00E+000,00E+00 Scarichi aeriformi NuclidiKr85 Co60Cs134Cs137 Sr90 a totalePu239 % F.d.S. Attività (Bq)≤ 1.246E+10≤2464≤1276≤2156≤135,08≤7292,50≤2393,6 a) ≤ 0.13 b) ≤ 0.29 c) ≤1.38

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Impianto della Fabbricazioni Nucleari Bosco Marengo (AL) Scarichi liquidi Nuclide Uranio %F.d.S. Quantità (kg)0,01260,21 Scarichi aeriformi Nuclide Uranio %F.d.S. Attività (Bq)2,1E+030,0294 Impianto EUREX C.R. ENEA, Saluggia (VC) Scarichi liquidi Nuclideß totale a totale %F.d.S. Attività (Bq)6,02E+063,36E+065,10E-03 Scarichi aeriformi Nuclide Cs134Cs137 I129 Sr90 Pu239particolato ß/g particolato a % F.d.S Attività (Bq) ≤1,39E+04≤2,0E+041,70E+04≤1,00E+03≤1,9E+02≤6,50E+04≤4,90E+03 a) 0,0 b) <0,06 c) <0,03 Fonte: Esercenti Impianti Nucleari Legenda: a) formula di scarico per i gas nobili; b) formula di scarico per i particolati β/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: La Tabella consente di evidenziare anche il peso degli scarichi rispetto al principio di non rilevanza radiologica; infatti al 100% di impegno della formula di scarico autorizzata corrispondono 10 microSievert/anno di dose efficace all’individuo rappresentativo della popolazione nonchè il valore limite per cui la pratica può considerarsi priva di rilevanza radiologica. Il massimo impegno della formula di scarico per il 2017 è rappresentato dagli scarichi liquidi del Centro Ricerche ENEA Casaccia (valore intorno al 2,4%) e dagli scarichi aeriformi del Centro ENEA della Trisaia (3,7%); valori cioè che si attestano ben al di sotto del 10% della formula di scarico autorizzata

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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 (2016)

Regione Rifiuti radioattivi Sorgenti

dismesse Combustibile

irraggiato Totale

Attività Volume Attività Attività Attività %

GBq % m³ % GBq TBq TBq

Piemonte 2.259.057 73,96 5.050 16,97 3.585 32.163 34.426 81,88

Lombardia 97.166 3,18 5.515 18,53 3.216 4.278 4.378 10,41

Emilia-Romagna 2.546 0,08 3.094 10,40 148 0 3 0,01

Lazio 51.333 1,68 8.971 30,15 899.956 43 994 2,36

Campania 370.684 12,14 2.892 9,72 371 0,88

Basilicata 273.390 8,95 3.096 10,40 0 1.599 1.872 4,45

Puglia 93 0,00 1.139 3,83 1 0,09 0,0002

TOTALE 3.054.269 29.757 906.906 38.083 42.044

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 ragionevol- mente ottenibile.

STATO E TREND

Lo stato dell’indicatore è stazionario. 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 diminuzione del numero dei colli trasportati, per tutte le tipologie di impiego delle materie radioattive, a partire dal 2013 si registra, invece, un aumento.

COMMENTI

Per una migliore comprensione degli elaborati è necessario premettere che il trasporto delle materie radioattive avviene con diversi tipi di imballaggi classificati dalla normativa tecnica in base alle loro caratteristiche di resistenza e alla quantità di 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 significativa informazione sull’impatto radiologico

relativo al trasporto di materie radioattive, pre- senta una buona copertura spaziale e temporale, inoltre la comparabilità nel tempo e nello spazio è garantita dalla sistematicità della raccolta dei dati effettuata fin dal 1987. I dati confluiscono nel da- tabase denominato TraRad e traggono origine dalle dichiarazioni trimestrali 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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radioattività presente al 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, 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 i centri (Hub) 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 trasportati, scaturisce dal fatto che ogni operazione di carico e scarico di un collo dall’automezzo comporta un’esposizione alle radiazioni ionizzanti dovute all’irraggiamento, che è in relazione diretta con l’Indice di Trasporto (IT) del collo stesso. Nella Figura 12.5 sono evidenziate le province di Roma, Milano, Bergamo, Torino e Napoli che ospitano importanti centri ospedalieri e diagnostici, oltre ad alcuni dei maggiori centri di smistamento (Hub).

Prestando attenzione alla somma degli Indici di Trasporto in relazione all’impiego delle materie radioattive, si rileva che il contributo maggiore deriva dall’impiego di queste ultime in medicina nucleare (circa il 90%), come si evince dalla serie storica dei dati (Figura 12.8), mentre i trasporti relativi al ciclo del combustibile nucleare, legati alla disattivazione delle centrali elettronucleari, contribuiscono in maniera non significativa.

Per quanto riguarda la tipologia dei colli trasportati, le percentuali maggiori sono rappresentate dai colli di “tipo A” ed “esenti” (Figura 12.6), impiegati 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 osserva una diminuzione complessiva del numero di colli/tratte e un aumento dell’Indice di Trasporto totale. Negli ultimi anni l’Indice di Trasporto 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 Emissione di Positroni). A tale riguardo si può osservare in Figura 12.9 e 12.10 che il trasporto di tale radioisotopo comporta un contributo significativo all’Indice di Trasporto totale prossimo al 50%.