CAP 2
LA NORMATIVA RELATIVA ALLA CLEARANCE DURANTE L’ATTIVITA’ DI DECOMMISSIONING DI IMPIANTI NUCLEARI E LA PROBLEMATICA DELLA CONTAMINAZIONE
2.1 LA PRIMA FASE DEL DECOMMISSIONING: LA CARATTERIZZAZIONE
RADIOLOGICA DELL’IMPIANTO
Le attività di disattivazione di un impianto nucleare e successivo rilascio possono comportare la produzione di considerevoli quantità di materiali radioattivi: le soluzioni ottimali per la gestione dell’intero processo possono essere definite solo in seguito ad un’adeguata caratterizzazione radiologica di tutti i sistemi [1]
La caratterizzazione della radioattività residua nei materiali dell’impianto, dovuta al suo pregresso esercizio, fornisce informazioni fondamentali riguardanti l’inventario dei radionuclidi presenti al momento dell’arresto del reattore ed i livelli di attivazione e contaminazione di sistemi e strutture. Tali informazioni sono necessarie per la programmazione delle successive fasi del decommissioning dell’impianto (decontaminazione, smontaggio dei componenti e dei sistemi, demolizione delle strutture, gestione dei rifiuti), per la progettazione degli interventi, incluse le analisi di sicurezza, e per la definizione del contenuto di radioattività dei materiali e dei rifiuti derivanti dalle operazioni di smantellamento.
La caratterizzazione radiologica di un impianto in disattivazione comporta l’utilizzo sia di procedure analitiche (impiego di modelli matematici ed applicazione di opportuni codici di calcolo), sia di procedure sperimentali (misure radiometriche in campo e analisi radiochimiche di laboratorio su campioni prelevati sull’impianto). Le indagini radiologiche, effettuate su strutture e componenti dell’impianto, devono essere condotte dopo l’allontanamento delle sorgenti potenzialmente in grado di alterare l’esito delle indagini stesse.
Per le parti dell’impianto attivate da flusso neutronico e situate in zone relativamente inaccessibili, la determinazione della tipologia e delle quantità di radionuclidi presenti può essere effettuata ricorrendo a codici di calcolo, che forniscono, in particolare, le seguenti informazioni:
• livelli di attivazione dei materiali costituenti le strutture esposte a flussi neutronici • livelli di esposizione ed attività totale relativi ai componenti attivati
• andamento nel tempo della radioattività dei materiali
• composizione isotopica nei materiali sottoposti ad attivazione indotta
Per le parti dell’impianto che risultano contaminate, la caratterizzazione procede attraverso determinazioni sperimentali condotte con metodi di misura diretti (metodi in campo basati sull’applicazione di opportune tecniche non distruttive) ed indiretti (prelievo di campioni ed analisi di laboratorio). Limitatamente alle zone di difficile accessibilità (per motivi strutturali e radioprotezionistici) è possibile fare ricorso a stime ricavate dai dati di esercizio dell’impianto, oppure a codici di calcolo.
Le informazioni ed i dati riguardanti:
• i cicli di esercizio del reattore (flussi neutronici, portate e temperature del refrigerante primario)
• le caratteristiche dei materiali costituenti i sistemi, i componenti e le strutture dell’impianto • le misure e le analisi radiochimiche effettuate durante l’esercizio dell’impianto
• gli interventi effettuati (manutenzione, decontaminazione, riparazione, ecc.) • gli eventi riscontrati
sono di fondamentale importanza per la caratterizzazione radiologica di un impianto in disattivazione
Riguardo ai dati riportati nel presente capitolo è stato fatto riferimento ad informazioni contenute nella documentazione riportata in bibliografia [2],[3],[4],[5],[6].
2.2 I MATERIALI RADIOATTIVI PRESENTI SU UN IMPIANTO NUCLEARE IN
DISATTIVAZIONE
All’interno di un impianto nucleare i materiali contenenti contaminazione e quindi critici per le operazioni di decommissioning dell’impianto sono essenzialmente di due tipi:
• Materiali attivati da flusso neutronico: questi materiali sono principalmente quelli delle strutture situate all’interno del vessel e parte dello stesso vessel. All’esterno del vessel, le strutture attivate sono essenzialmente lo schermo biologico, costituito di calcestruzzo armato ed acciaio. • Materiali contaminati: la contaminazione deriva dal deposito dei prodotti di corrosione e di
erosione attivati, trasportati dal refrigerante primario, dai prodotti di attivazione dell’acqua e delle relative impurezze e dalla dispersione di Uranio, prodotti di fissione ed elementi transuranici provenienti dal combustibile, attraverso microfessurazioni delle guaine di rivestimento verificatesi durante l’esercizio dell’impianto, oppure provenienti da depositi di materiale fissile sulla superficie esterna degli elementi di combustibile.
Inoltre, la contaminazione può derivare da perdite dai circuiti contenenti fluidi radioattivi, dal trattamento degli effluenti e dei rifiuti radioattivi, dall’attività di manutenzione, dalle operazioni di movimentazione del combustibile irraggiato e dagli eventuali incidenti. La contaminazione dovuta a particelle aeree può dare origine a un deposito di sostanze radioattive sulle pareti, sui soffitti e nel sistema di ventilazione.
Di norma il contenuto di radioattività dovuto alla contaminazione è notevolmente minore di quello dovuto all’attivazione.
La ricerca oggetto del presente lavoro ha riguardato solo la problematica dei materiali contaminati in area esterna/interna al reattore.
2.3 OBIETTIVI DEL PROGRAMMA DI CARATTERIZZAZIONE
La caratterizzazione radiologica dei materiali presenti in un impianto nucleare in disattivazione prevede il raggiungimento dei seguenti obiettivi:
Determinazione della forma della radioattività (attivazione, contaminazione) presente nei sistemi, componenti e strutture dell’impianto, ed individuazione dei radionuclidi in essi contenuti, motivando e giustificando l’assenza di alcuni radionuclidi.
Determinazione dell’inventario della radioattività residua nell’impianto, comprendente informazioni dettagliate riguardanti:
radionuclidi presenti nell’impianto (una volta allontanati combustibile irraggiato e fluidi di processo), come conseguenza dell’esercizio pregresso;
caratteristiche fisico-chimiche dei materiali contenenti radioattività residua, limitatamente a quanto necessario per la definizione dei processi di trattamento/condizionamento dei materiali stessi.
Stima o misura delle seguenti grandezze radiometriche, riferite ai sistemi, componenti e strutture dell’impianto, di cui al punto a):
• contenuto di attività totale;
• concentrazione di attività di massa e/o concentrazione di attività superficiale per ciascuno dei radionuclidi presenti;
• deviazione standard della distribuzione di radioattività nel materiale. Le attività volte al raggiungimento degli obiettivi suddetti richiedono l’applicazione di metodologie di indagine e misura differenti. L’analisi dei diversi approcci metodologici da utilizzare per la pianificazione e l’esecuzione delle suddette attività, è trattata nei capitoli e paragrafi che seguono.
2.4 LA PROBLEMATICA DELLA CLEARANCE PER IL SUCCESSIVO RILASCIO
DEI COMPONENTI DELL’IMPIANTO
All’interno della normativa Italiana il problema di proporre i criteri della clearance è disciplinata dall’art. 154 comma 3-bis del Dlgs 230-1995 integrato con 187/2000 e 241/2000 che stabilisce che i livelli di allontanamento da installazioni di cui ai capi IV,VI e VII di materiali, destinati ad essere smaltiti, riciclati o riutilizzati in installazioni, ambienti o, comunque, nell’ambito di attività ai quali non si applichino le norme del decreto stesso debbono soddisfare i criteri fissati con decreto di cui all’art.1 comma 2 ed a tal fine tengono conto delle direttive, delle raccomandazioni e degli orientamenti tecnici forniti dall’unione Europea. I criteri proposti fanno riferimento alla normativa europea ed in particolare ai documenti della serie Radiation Protection emessi dalla Commissione Europea [1], [2].
La Direttiva Europea 96/29 Euratom stabilisce che eventuali livelli di allontanamento di materiali radioattivi fissati dalle autorità nazionali devono tener conto di alcuni criteri fondamentali relativamente ai rischi radiologici individuali e all’incidenza radiologica collettiva (criteri di allontanamento).
Nella pratica l’allontanamento di componenti di impianto contaminati non deve portare una dose superiore a :
La dose efficace di 10 micro Sv/anno all’individuo del gruppo critico della popolazione La dose collettiva efficace nell’arco di un anno di esecuzione della pratica di 1 Sv/persona
2.5 LA DEFINIZIONE DEI LIVELLO DI ALLONTANAMENTO
Riguardo ai criteri di radioprotezione sulla base dei quali sono definiti i livelli di allontanamento nelle pubblicazioni CE sono analoghi a quelli utilizzati per la definizione dei livelli di esenzione e quindi:
• Dose efficace inferiore a 10 micro Sv/anno all’individuo del gruppo critico della popolazione
• La dose efficace inferiore, nell’arco di 1 anno di esecuzione della pratica a 1 Sv/persona
Inoltre per la definizione dei livelli di allontanamento è stato introdotto un altro criterio:
• La dose equivalente individuale inferiore a 50 mSv/anno alla pelle dell’individuo del gruppo critico della popolazione
I criteri di allontanamento sono espressi in termine di dose, i livelli di allontanamento derivati sono espressi in termine di concentrazione superficiale e concentrazione di massa della attività dei radionuclidi presenti
In condizioni normali i materiali da allontanare sono contaminati da una miscela di radionuclidi. Per determinare se tale miscela è al di sotto del livello di allontanamento viene impiegata la formula:
1 1 ≤
∑
= n i Li i C C Dove:C i= attività totale per unità di massa o di superficie del radionuclide i; C Li=livello di rilascio del radionuclide i;
n = numero di radionuclidi nella miscela
I livelli di allontanamento sono stati calcolati per ciascun radionuclide considerando il contributo dei figli a vita breve e pertanto per questi ultimi non sono stati definiti limiti specifici.
I rottami metallici rilasciabili da installazioni nucleari presi in considerazione consistono principalmente in metalli quali acciaio, alluminio, leghe di alluminio, rame e leghe di rame. I livelli di allontanamento per materiali metallici sono stati desunti dalla pubblicazione della Commissione Europea n° 89 [36] I livelli di allontanamento si riferiscono sia al riciclo in fonderia di materiali metallici sia al riutilizzo di attrezzature ed utensili metallici.
2.6 LIVELLI RADIOLOGICI DI RILASCIO DEI MATERIALI DA ZONA
CONTROLLATA PROPOSTI PER IL SITO DI CAORSO
Un importante parametro di riferimento per decidere in merito all’opportunità di decontaminare è, come precedentemente accennato, il livello di radioattività specifica limite per il rilascio del materiale (clearance level) in termini di attività specifica sia superficiale (Bq/cm2) che massica (Bq/g).
Si specifica che in allegato all’istanza di disattivazione è stata inserita una proposta per i livelli di rilascio che prevede il solo livello di radioattività specifica per il rilascio incondizionato I valori proposti e accettati dall’autorità di controllo (2001) sono evidenziati nella Tab 1:
Radionuclide Concentrazioni Massa (Bq/g) Superficiale (Bq/cm2) H3 1.000 10.000 C14 100 1.000 Mn54 1 10 Fe55 10.000 1.000 Co60 1 1 Ni59 10.000 1.000 Ni63 10.000 1.000 Sr90 10 1 Sb125 10 10 Cs134 0,1 1 Cs137 1 10 Eu152 1 1 Eu154 1 1 alfa tot. 1 0,1 Pu241 10 1
Tabella 1Limiti di contaminazione specifica per il rilascio incondizionato proposti per l’impianto di Caorso (rilascio incondizionato)
In particolare è stabilito un limite di 1 Bq/cm2 e di 1 Bq/g per il Co60 che costituisce il radionuclide critico dal punto di vista degli interventi di decontaminazione.
Dal confronto tra le caratteristiche radiologiche dei sistemi dell’edificio. turbina e tali livelli di rilascio sono scaturite le valutazioni sugli interventi di decontaminazione necessari riportati in cap 4.
L’evoluzione nel frattempo intervenuta a livello internazionale ed in particolare europeo in tale campo ha suggerito comunque di prendere in considerazione, almeno a livello di valutazioni di sensibilità circa i principali parametri associati alle decontaminazioni (masse e superfici interessate,
costi, rifiuti prodotti), anche scenari associati a livelli di rilascio più bassi, quali ad es. quelli della normativa tedesca recentemente entrata in vigore [37].
Tale normativa prevede i seguenti valori per quanto riguarda il Co60:
Riciclo rottami Riuso diretto Rilascio incondizionato
Discarica
Bq/g Bq/cm2 Bq/cm2 Bq/g Bq/cm2 Bq/g Co60 1 10 1 0.1 0.5 4
Come si vede la normativa tedesca è più articolata rispetto alla proposta in quanto contempla convenienti soluzioni alternative al rilascio incondizionato quali ad es. il riciclo rottami o la discarica.
2.7 IL FENOMENO DELLA CONTAMINAZIONE RADIOATTIVA DELLE
SUPERFICI INTERNE DEGLI IMPIANTI
La ricostruzione delle modalità di formazione dello strato contaminato all’interno dell’impianto può essere eseguita andando a studiare almeno quattro fenomeni diversi che contribuiscono in misura diversa al fenomeno. E’ importante ribadire in questa occasione che il presente lavoro si è limitato allo studio di contaminazioni da CO60 per la relativa abbondanza in quasi tutto l’impianto e perché è quello che ha di fatto un tempo di dimezzamento tale da far persistere l’attività, anche dopo anni dalla fermata dell’impianto, su valori significativi.
• Modalità di formazione del contaminante
• Individuazione e caratterizzazione dei flussi di contaminante
• Modalità di formazione dello strato ossidato all’interno del quale il contaminante è disperso e modello di dispersione
• Modello di dispersione del contaminante nell’ossido
2.8 OBBIETTIVI DELLA CARATTERIZZAZIONE QUALE METODOLOGIA PER LA SCREENING INIZIALE
La caratterizzazione radiologica dei materiali presenti in un impianto nucleare in disattivazione prevede il raggiungimento dei seguenti obiettivi:
• Determinazione della forma della radioattività (attivazione, contaminazione) presente nei sistemi, componenti e strutture dell’impianto, ed individuazione dei radionuclidi in essi contenuti, motivando e giustificando l’assenza di alcuni radionuclidi.
• Determinazione dell’inventario della radioattività residua nell’impianto, comprendente informazioni dettagliate riguardanti:
o radionuclidi presenti nell’impianto (una volta allontanati combustibile irraggiato e fluidi di processo), come conseguenza dell’esercizio pregresso;
o ubicazione e distribuzione;
o caratteristiche fisico-chimiche dei materiali contenenti radioattività residua, limitatamente a quanto necessario per la definizione dei processi di trattamento/condizionamento dei materiali stessi.
o Stima o misura delle seguenti grandezze radiometriche, riferite ai sistemi, componenti e strutture dell’impianto,
• contenuto di attività totale;
• concentrazione di attività di massa e/o concentrazione di attività superficiale per ciascuno dei radionuclidi presenti;
• deviazione standard della distribuzione di radioattività nel materiale.
Le attività volte al raggiungimento degli obiettivi suddetti richiedono l’applicazione di metodologie di indagine e misura differenti. L’analisi dei diversi approcci metodologici da utilizzare per la pianificazione e l’esecuzione delle suddette attività, è trattata nei paragrafi che seguono.
Nel caso specifico dell’impianto di Caorso all’interno delle prescrizioni tecniche di esercizio è indicato che per l’allontanamento dei materiali solidi dall’impianto valgono i livelli di concentrazione superficiale e di massa (Cli) riportati nella tabella di seguito indicata
Radionuclide Materiali metallici (Cli) Materiali cementizi (Cli) Altri materiali (Cli) Simbolo Massa (Bq/g) Superf. (Bq/cm2) Massa (Bq/g) Superf. (Bq/cm2) Massa (Bq/g) Co60 1 1 0.1 1 0.1
Per materiali diversi da quelli metallici o cementizi, eventuali livelli maggiori di quelli indicati nella tabella potranno essere stabiliti dall’organo di controllo per specifici radionuclidi e in relazione a specifiche matrici a seguito della presentazione, da parte dell’esercente, di apposite valutazioni di impatto radiologico che dimostrino comunque la rispondenza ai criteri di cui all’Allegato 1 della Direttiva 96/29/EURATOM. In tali casi potranno essere stabilite particolari condizioni sulle modalità di rilascio e sulla detenzione del materiale rilasciato.
Ai fini dell’allontanamento debbono essere rispettati, in quanto applicabili, sia i livelli di concentrazione di massa, sia quelli di concentrazione superficiale.
In caso siano presenti più radionuclidi deve essere rispettata la seguente condizione:
1 / <
∑
iCi CliCi è la concentrazione di massa o superficiale dell’iesimo radionuclide Cli è il livello di rilascio per lo stesso radionuclide
Debbono essere registrati i dati relativi ad ogni allontanamento: tipo di materiale, provenienza, quantità, misure effettuate, livelli di contaminazione rilevati.
In relazione alle disposizioni di cui all’art. 157 del D.Lgs 230/95, nel caso di materiali metallici destinati al riciclo in fonderia, ogni partita di materiale allontanato dall’impianto deve essere accompagnata da apposita documentazione che dimostri la rispondenza del materiale stesso alle condizioni per il rilascio indicate. Nel contratto di conferimento del materiale alla fonderia, deve
essere inserita una apposita indicazione affinchè l’esercente la fonderia sia tenuto ad effettuare una miscelazione della carica del forno fusorio almeno in ragione di uno a dieci con materiale di diversa origine.
2.9 DETERMINAZIONE SPERIMENTALE DEI FATTORI DI CORRELAZIONE
Una parte dei radionuclidi presenti nei materiali di un impianto nucleare sono nuclidi di difficile rivelabilità (o nuclidi HTM, “Hard-To-Measure”), per la cui determinazione è necessario ricorrere a complesse procedure radiochimiche.
In tali situazioni, il metodo semiempirico dei fattori di correlazione è comunemente adottato per determinare indirettamente la concentrazione dei nuclidi di difficile rivelabilità tramite misure dirette di gamma-emettitori, come Co60 o Cs137, ad essi correlati (nuclidi di riferimento o “nuclidi chiave”).
La determinazione sperimentale di fattori di correlazione comporta, da un punto di vista operativo, il prelievo di campioni dai materiali dell’impianto, le analisi radiochimiche e l’elaborazione dei dati sperimentali.
La metodologia di derivazione di fattori di correlazione deve tenere conto dei seguenti,aspetti fondamentali.
• L’individuazione per un insieme di sistemi e/o parti di impianto, di fattori di correlazione globalmente rappresentativi, è da considerarsi consistente solo nei casi in cui sia stata accertata, entro l’intero insieme esaminato, l’effettiva sussistenza di condizioni di correlazione tra i nuclidi di interesse. Il metodo sperimentale di determinazione di fattori di correlazione deve dunque fornire i criteri per la verifica per tali condizioni.
• Una volta ricavati fattori di correlazione specifici per un insieme di sistemi e/o parti di impianto, è necessario valutare la loro compatibilità al fine di costituire gruppi più ampi ai quali attribuire gli stessi fattori di correlazione. Tali valutazioni di compatibilità richiedono l’individuazione di metodologie statistiche in grado di confrontare le distribuzioni di misure di fattori di correlazione sperimentali, ottenute per i differenti sistemi considerati.
Criteri metodologici di riferimento per la derivazione dei fattori di correlazione, in grado di soddisfare i requisiti sopra esposti, sono riportati nel paragrafo seguente.
2.9 SISTEMA DI CONTROLLI ADOTTATI PER GARANTIRE IL RISPETTO DELLE CONDIZIONI DI ALLONTANAMENTO DEI MATERIALI PER IL SITO DI CAORSO
L’intera strategia adottata per l’esecuzione dei controlli per la verifica delle condizioni di clearance si divide nelle seguenti fasi [3]:
a) Individuazione dei gruppi omogenei b) Strategia di campionamento
c) Esecuzione dei controlli radiometrici finali
Di seguito sono descritte in sintesi allo scopo di avere una visione più completa le varie fasi dell’attività che vengono poi definite con apposite procedure all’interno del cantiere. Si rimanda alla bibliografia per gli approfondimento
Individuazione dei gruppi omogenei
I materiali presenti nell’impianto sono suddivisi in “gruppi omogenei”, individuati considerando le caratteristiche radiologiche dei materiali stessi, sulla base dei dati di caratterizzazione radiologica iniziale disponibili.
Appartengono allo stesso “gruppo omogeneo” tutti i materiali caratterizzati da:
• una concentrazione di radioattività totale (α+β+γ) dello stesso ordine di grandezza (espressa, secondo i casi, in Bq/g o Bq/cm2);
• una composizione isotopica percentuale simile. Con ciò si intende, in particolare, che, per ogni radionuclide presente, la concentrazione percentuale all’interno del medesimo gruppo omogeneo rimane compresa entro lo stesso “range” (si considerano i seguenti “range”: , … , 0.9÷1%, 1÷10%, 10÷20%, 20÷30%, … , 90÷100%).
Di regola il “gruppo omogeneo” è costituito dalla stessa tipologia di materiali. Qualora venga individuato un “gruppo omogeneo” costituito da materiali di tipologia differente, l’omogeneità radiologica dovrà essere giustificata e confermata da risultanze sperimentali.
Tale approccio consente di evitare la miscelazione di materiali con concentrazioni di radioattività significativamente differenti.
L’acquisizione di ulteriori informazioni di natura radiologica, deducibili in particolare durante la fase eventuale di caratterizzazione radiologica intermedia (vedere il paragrafo Errore. L'origine
riferimento non è stata trovata.), potrà confermare la suddivisione in “gruppi omogenei”, oppure
evidenziare la necessità di suddividere ulteriormente o accorpare alcuni dei “gruppi omogenei” già individuati.
Nell’ambito di un “gruppo omogeneo”, l’individuazione della tipologia dei materiali (metallici, cementizi, ecc.) è necessaria nella fase operativa, poiché a tipologie diverse corrispondono diverse modalità di trattamento/condizionamento oppure diverse modalità di controllo radiometrico e diversi livelli di allontanamento applicabili.
In definitiva, i “gruppi omogenei” sono individuati considerando:
• le informazioni deducibili dalla documentazione relativa alla storia operativa dell’impianto; • le caratteristiche radiologiche dei materiali, desumibili dalla caratterizzazione radiologica
iniziale;
• la collocazione dei materiali nell’impianto e la funzione svolta durante l’esercizio dell’impianto stesso.
Strategia di campionamento
Per il controllo radiometrico finale dei materiali è previsto un adeguato “piano di campionamento” che, pur identificando ed analizzando una parte (“quantità rappresentativa”) di materiale, fornisce un risultato valido per tutto il materiale compreso nel “gruppo omogeneo”.
In tale piano di campionamento è predefinita la parte di materiale da sottoporre a controllo piano di campionamento fisso.
Sulla base dell’inventario della radioattività residua del materiale è definita la “quantità rappresentativa” di materiale, individuando il numero di campioni su cui effettuare le misure.
Qualora il “gruppo omogeneo” comprenda tipologie di materiali diversi, per ciascuna tipologia di materiale deve essere determinato il numero di campioni statisticamente significativo tenendo conto dei seguenti parametri:
• probabilità di compiere un errore di prima specie (allontanare materiale che ha una radioattività che supera i livelli di allontanamento), non maggiore di 0,05
• probabilità di compiere un errore di seconda specie (non allontanare materiale)
• probabilità di compiere un errore di prima specie (allontanare materiale che ha una radioattività che supera i livelli di allontanamento), non maggiore di 0,05
• probabilità di compiere un errore di seconda specie (non allontanare materiale che ha una radioattività che non supera i livelli di allontanamento), non maggiore di 0,05
Ciascuna porzione del “gruppo omogeneo” in esame è controllata separatamente ed il relativo numero di campioni N è stato stabilito.
Nel caso di controlli radiometrici su superfici estese, i campioni sono un insieme di punti di misura, individuati direttamente sulla superficie da controllare.
Nel caso di controlli radiometrici su rottami o detriti provenienti da smantellamento o demolizione e raccolti in contenitori, i campioni sono un insieme di contenitori.
Analogamente, nel caso di controlli radiometrici su materiali di dimensioni rilevanti (componenti o tratti di tubazione), i campioni sono i singoli pezzi di componente o tubazione rimossi, a ciascuno dei quali è stato assegnato un numero identificativo.
La grandezza del singolo campione (superficie di un punto oppure massa/volume di materiale raccolto in un contenitore) dovrà essere tale che, per i valori di a e b considerati, nelle condizioni più critiche sia controllato il 100% del materiale della porzione/parte del “gruppo omogeneo” in esame.
In ogni caso, la quantità di materiale (massa oppure superficie) da sottoporre a misura non deve risultare minore del 10% della quantità totale della porzione/parte del “gruppo omogeneo” in esame. Il quantitativo di materiale da sottoporre a controllo sarà stabilito tenendo in debita considerazione la relativa classe di appartenenza (“A”, “B”, “C”, “D”), la tipologia, la collocazione impiantistica, la storia pregressa ed il quadro radiologico emergente dai controlli preliminari e sarà, in ogni caso, proposto all’Autorità di Controllo per approvazione, nell’ambito del Piano Operativo riguardante lo smantellamento della parte di impianto corrispondente.
• Classe “ A” materiali che sono stati a contatto con fluidi contaminati e che sono stati sottoposti a flusso neutronico
• Classe “ B” materiali che sono stati a contatto con fluidi contaminati e non sono stati sottoposti a flusso neutronico
• Classe “C” materiali attivati e non contaminati
• Classe “D” materiali che, tenuto conto della loro collocazione e funzione nell’impianto e delle informazioni circa il loro esercizio, deducibili dalla documentazione relativa alla storia operativa dell’impianto, possono essere stati contaminati accidentalmente da sostanze radioattive
La scelta dei campioni è fatta in modo casuale, fino al raggiungimento della quantità predefinita per ciascuna porzione/parte del “gruppo omogeneo”.
Nel caso di limitate quantità di materiale che, per natura, provenienza e caratteristiche radiologiche, non sono attribuibili ad un “gruppo omogeneo”, si effettueranno misure di radioattività su tutto il materiale.
Esecuzione dei controlli radiometrici finali
Per l’esecuzione dei controlli radiometrici finali, volti alla verifica della “condizione di allontanamento” definita nel capitolo 11, si applicheranno le metodologie descritte nei paragrafi seguenti, differenziate in funzione della classe di appartenenza del materiale.
Per ciascuno dei nuclidi presenti si assumerà, per la verifica della “condizione di allontanamento” d la concentrazione di attività misurata oppure la“minima concentrazione rivelabile” del sistema di misura impiegato per i nuclidi di riferimento (dai quali, tramite i fattori di correlazione, si calcoleranno le concentrazioni degli altri nuclidi presenti).
Superato con esito positivo il controllo radiometrico finale, il materiale viene riutilizzato in
ambito Sogin oppure alienato, per il riciclo o la riutilizzazione all’esterno della Sogin, in accordo con il capitolo 9 delle Linee guida GE R 0030.
2.10 CONDIZIONE DI ALLONTANAMENTO
j X , così definito:
∑
= = Χ n i j i J Cl C 1 per j = 1, 2, …….., N dove:n rappresenta il numero totale dei radionuclidi presenti
Ci rappresenta l’attività specifica media (Bq/g e Bq/cm2) del radionuclide i-esimo nel campione di materiale misurato6, al netto del contributo dei radionuclidi naturali, di quelli “cosmogenici” e di quelli dovuti al “fall-out”;
Cli rappresenta il livello di concentrazione del radionuclide i-esimo (Bq/g e Bq/cm2) per l’allontanamento del materiale considerato individuato nellaprocedura di autorizzazione (Decreto legislativo 17 marzo 1995, n. 230).
Per il calcolo di Xj sono considerati i livelli di concentrazione, superficiale e/o di massa misurati secondo procedure specifiche sulle varie classi di materiali.
Le attività specifiche medie (Bq/g e Bq/cm2) dei radionuclidi nel materiale misurato sono determinate in modo tale che:
ogni singola misura della radioattività specifica di massa interessa una quantità di materiale non maggiore di mille chilogrammi oppure un metro cubo. Nel caso di materiali metallici, la misura di attività specifica interessa una quantità di materiale non superiore ad alcune centinaia di chilogrammi
ogni singola misura della radioattività specifica superficiale interessa una superficie non maggiore di un metro quadrato. Nel caso di materiali metallici, la misura di attività superficiale interessa un’area non superiore a diverse centinaia di centimetri quadrati
nessuna singola misura deve risultare maggiore di 10 volte il livello di concentrazione per l’allontanamento
Il materiale può essere allontanato, qualora si verifichi una delle seguenti condizioni:
Per tutti i campioni risulta X minore di uno (valore “normalizzato” del livello di allontanamento autorizzato).
Il valore medio di X risulta minore di uno, pur essendo qualche valore Xj maggiore di uno. In questa eventualità il materiale può essere allontanato se sono verificate le condizioni di accettabilità di un opportuno test statistico.
