ARPA Rivista N. 3 maggio-giugno 2007
Sono quattro le centrali nucleari dismesse in Italia
La protezione dalle radiazioni della popolazione, dei lavoratori e dell’ambiente è sempre stata il primo obiettivo
nell’impiego pacifico dell’energia nucleare. A Trino, Caorso, Latina e Garigliano sono localizzate le quattro centrali
nucleari costruite nel nostro Paese, oggi in fase di smantellamento. La proprietà e le responsabilità relative alla
gestione e al decommissioning sono affidate a Sogin, società pubblica appositamente costituita nel 1999. Sogin ha
anche la responsabilità degli impianti di ricerca del ciclo del combustibile nucleare di Saluggia, Casaccia e Trisaia,
di proprietà Enea, e dell’impianto di fabbricazione di Bosco Marengo.
Sogin è attualmente l’unico
gestore italiano di impianti
nucleari afferenti al settore energetico e detiene, dall’epoca della
sua costituzione (1999), la proprietà e le responsabilità relative
alla gestione e al decommissioning
delle quattro centrali nucleari italiane ex-Enel (Trino, Caorso,
Latina e Garigliano). Recentemente (2003) Sogin ha acquisito
inoltre la responsabilità relativa
alla gestione e al decommissioning degli impianti di ricerca e
industriali operanti sul ciclo del
combustibile
nucleare:
gli
impianti Enea di Saluggia,
Casaccia e Trisaia e l’impianto
ex-FN di Bosco Marengo.
Secondo le valutazioni condotte
dall’Unscear (tabella 1), la produzione di energia nucleare è forse
fra le attività antropiche quella
nella quale si producono i maggiori quantitativi di radioattività.
Prescindendo dall’esposizione
associata all’industria estrattiva
del minerale uranifero (non presente in Italia), i processi di produzione
del
combustibile
nucleare (presenti in passato in
Italia presso gli impianti Enea di
Saluggia, Casaccia e Trisaia e
presso l’impianto FN di bosco
Marengo) danno origine a limitati scarichi aeriformi e liquidi.
La fase successiva è quella dell’utilizzazione nelle centrali
nucleari (entrate in esercizio in
Italia a Trino, Caorso, Latina e
Garigliano). Durante l’irraggiamento nei reattori, nel combustibile si accumulano sostanze altamente radioattive, che restano
tuttavia confinate all’interno
degli elementi di combustibile.
Il funzionamento del reattore produce inoltre l’attivazione dei
materiali strutturali e dei fluidi di
processo. Per tale motivo le operazioni di routine connesse con
l’esercizio di un impianto
nucleare (purificazione dell’acqua
di ciclo e di processo, manutenzione degli impianti) generano
materiali ed effluenti radioattivi la
cui varietà, quantità e tipologia
possono variare anche notevolmente da impianto a impianto.
Dopo essere stato utilizzato nel
reattore, il combustibile irraggiato è immagazzinato temporaneamente nelle piscine di decadimento esistenti presso le centrali, per essere successivamente
avviato a un deposito di stoccaggio o in alternativa a un impianto
di ritrattamento.
Il ritrattamento (processo mai
attuato in Italia su scala industriale) produce effluenti a bassa
attività, rifiuti solidi a bassa e
media attività e rifiuti solidi ad
alta attività condizionati in
matrici vetrose. Questi ultimi
sono tuttora stoccati nei depositi
temporanei asserviti agli impianti
esteri di ritrattamento nei quali è
stato processato il combustibile
utilizzato in Italia.
LA
tutte le principali normative
nazionali e internazionali, e fra
queste quella italiana.
L’intervento operativo della radioprotezione si attua a diversi livelli,
che riguardano da un lato il monitoraggio dell’ambiente e della
popolazione e dall’altro la sorveglianza degli impianti, delle apparecchiature e dei lavoratori potenzialmente esposti. I principali
livelli operativi sono i seguenti:
- acquisizione dei parametri
ambientali necessari per garantire
il monitoraggio continuo delle
condizioni dell’ambiente e dell’esposizione della popolazione
- emanazione di specifiche per la
progettazione di impianti e apparecchiature che possono comunque essere fonte di esposizione
- verifica delle condizioni di sicurezza di impianti e apparecchia-
ture in fase di realizzazione e di
collaudo, con l’obiettivo di minimizzare il rischio per i lavoratori
e la popolazione
- controllo periodico della sussistenza delle condizioni di sicurezza di impianti e apparecchiature durante tutta la loro vita
utile
- delimitazione e sorveglianza
delle zone ad accesso controllato,
con definizione e applicazione
degli accorgimenti da adottare
per accedervi e permanervi
- monitoraggio individuale dei
lavoratori e delle persone in
genere potenzialmente a rischio
di esposizione alle radiazioni
- diffusione della cultura della
sicurezza e dell’informazione,
allo scopo di sensibilizzare e
orientare il comportamento dei
decisori, dei lavoratori e del pub-
Tab.1 Impegni di dose collettiva derivanti dalla produzione
di energia elettronucleare (Fonte: Unscear, 1999)
SORGENTE
Impegno di dose
collettiva efficace
(Sv-uomo/GWa)
RADIOPROTEZIONE
OPERATIVA
Il quadro di riferimento concettuale e metodologico proposto
dalla Icrp costituisce la base sulla
quale le organizzazioni intergovernative internazionali sviluppano i criteri guida della radioprotezione con riferimento alle
diverse applicazioni, fra le quali
la produzione di energia
nucleare. Le linee guida così
emanate sono quindi trasferite
nelle normative e nelle regolamentazioni internazionali e
nazionali.
La cosiddetta radioprotezione
operativa, ha sviluppato e affinato nel tempo le metodiche che
stanno alla base del complesso
sistema di protezione messo a
punto dall’Icrp con la pubblicazione n. 60 (1990) e recepito in
Componente locale e regionale a breve
termine (1-2 anni)
Industria mineraria e di lavorazione
del minerale
Fabbricazione del combustibile
Operazione del reattore
1.5
0.003
1.3
Ritrattamento del combustibile irraggiato
0.25
Trasporto
0.1
Totale (arrotondato)
3
Componente globale a lungo termine
(integrata su 10.000 anni)
Estrazione e lavorazione del minerale
(rilasci in 10.000 anni)
150
Confinamento geologico dei rifiuti del reattore
0,5
Radioisotopi dispersi
(ritrattamento e stoccaggio di rifiuti solidi)
50
Totale (arrotondato)
200
7
Speciale radioattività
ARPA Rivista N. 3 maggio-giugno 2007
Tab.2 Centrale di Caorso. Limiti di dose previsti per la zona
sorvegliata e per la zona controllata
Zona sorvegliata
(mSv/anno)
Zona controllata
(mSv/anno)
Globale
1
6
Efficace
1
6
Cristallino
15
45
Pelle (*)
50
150
Mani, avambracci,
piedi e caviglie
50
150
Limite di equivalente di dose
8
(*) Se l'esposizione risulta da una contaminazione radioattiva cutanea, tale
limite si applica all'equivalente di dose medio su qualsiasi superficie di 1 cm2.
blico in condizioni normali e di
emergenza.
CONTROLLO
DELLE DOSI
OCCUPAZIONALI
In attuazione dei principi della
radioprotezione operativa, ai fini
del monitoraggio radiologico dei
lavoratori, gli impianti nucleari
italiani sono caratterizzati dalla
presenza di aree nelle quali può
essere possibile l’esposizione alla
radioattività. Ad esempio, l’impianto di Caorso è suddiviso in
due zone distinte:
- zona sorvegliata (ZS): ogni area
dell’impianto in cui, sulla base
degli accertamenti e delle valutazioni compiuti dall’esperto qualificato, sussiste per i lavoratori il
rischio di superamento di uno dei
limiti di dose indicati nella tabella
2 (seconda colonna), ma che non
debba essere classificata zona
controllata; in zona sorvegliata
viene svolta la sorveglianza fisica
della protezione dalle radiazioni
ionizzanti.
- zona controllata (ZC): ogni area
dell’impianto (in zona sorvegliata) in cui sulla base degli
accertamenti e delle valutazioni
compiuti dall’esperto qualificato,
sussiste per i lavoratori in essa
operanti il rischio di superamento di uno dei limiti di dose
indicati nella tabella 2 (terza
colonna); in zona controllata
viene svolta la sorveglianza fisica
della protezione dalle radiazioni
ionizzanti.
Il controllo delle dosi occupazionali è effettuato attraverso le
metodiche classiche previste
dalla radioprotezione operativa e
incorporate nelle prescrizioni di
esercizio, che vanno dall’uso di
indumenti a perdere (DIP) e del
dosimetro personale, alla misura
di contaminazione superficiale
(contaminametro), alla misura di
contaminazione interna (controllo degli escreti) al total body
scanning (WBC).
CARATTERIZZAZIONE
RADIOLOGICA DEGLI IMPIANTI
Per meglio rispondere alle esigenze della radioprotezione collegate alle attività di decommissioning degli impianti nucleari
italiani, Sogin ha avviato nel 2000
un programma di caratterizzazione radiologica degli impianti,
principalmente al fine di valutare
le dosi occupazionali previste per
ciascuna fase di attività. La map-
patura dei livelli di radiazione
presenti nelle aree di impianto,
eseguita periodicamente, comprende per ciascuna di esse il
rilievo di due valori di intensità
di esposizione:
- intensità di dose ambiente: misura
presa a 1 m dal pavimento in
punti prestabiliti e rappresentativi del rateo di dose medio presente nell’area
- intensità di dose massima: misura
presa nel punto in cui si registra
la massima intensità di dose nell’area
In alcuni locali particolarmente
rilevanti si registra anche una
intensità di dose di riferimento
impianto, sul componente interno
all’area più rappresentativo.
Con riferimento alla centrale di
Caorso, nell’edificio reattore si
registrano ratei di dose ambiente
relativamente elevati (tra 50 e
100 Sv/h) nel drywell e in alcuni
locali del sistema clean-up. Dosi
superiori sono presenti in locali
normalmente non accessibili, in
presenza di resine attive (separatori di fase clean-up) o sorgenti
particolari (schermi TIP). Le
dosi massime si registrano su
tubazioni ubicate nel drywell e
nei locali clean-up. In altri locali
queste sono dovute generalmente a hot-spots (p.e. tubazioni
drenaggio). A titolo esemplificativo, in figura 1 è riportata le
mappa di caratterizzazione relativa alla sezione dell’edificio
reattore a quota 61.
Nell’edificio ausiliari i ratei di
dose più elevati sono dovuti alla
presenza di resine attive in serbatoi ubicati in locali normalmente
non frequentati. Tale situazione,
così come in generale in tutto il
radwaste di centrale, è destinata a
modificarsi sensibilmente a
seguito dello svuotamento e
decontaminazione di serbatoi e
tubazioni.
Negli edifici turbina, annex e offgas i ratei di dose ambiente sono
molto modesti, inferiori a 0,1
Sv/h. Anche le dosi massime non
eccedono 100-150 Sv/h e sono
dovute in gran parte a materiali
estranei a tali edifici (p.es., componenti provenienti dall’edificio
reattore). Nei depositi dei materiali radioattivi l’unica sorgente è
rappresentata dai rifiuti stoccati.
CONTROLLO
DEGLI
EFFLUENTI
Lo scarico nell'ambiente di
effluenti liquidi e aeriformi provenienti da un impianto nucleare
Fig. 1 Centrale di Caorso. Mappa di radiazione relativa alla sezione dell’edificio reattore a quota 61.
è regolamentato da apposite prescrizioni tecniche che, attraverso
la cosiddetta “formula di scarico”
autorizzata, limitano la quantità di
radioattività scaricabile su base
annuale, trimestrale e giornaliera.
Gli effluenti provenienti da un
impianto nucleare sono suddivisi
in liquidi e aeriformi, e per essi le
norme di esercizio prevedevano
l’applicazione di due diverse formule di scarico, fissate in modo
tale da non consentire il superamento di prefissati valori di equivalente di dose ai gruppi critici di
popolazione.
Gli effluenti liquidi sono costituiti
essenzialmente da:
- liquidi provenienti dal circuito
primario, dai drenaggi delle
apparecchiature e dai controlavaggi dei filtri (trattamento condensato, clean-up, piscina del
combustibile)
- liquidi provenienti dal drenaggio dei pavimenti, dai drenaggi
del laboratorio chimico caldo,
dall’officina calda e dalla lavanderia.
Questi effluenti sono raccolti in
serbatoi di stoccaggio separati e
sono trattati in modo differenziato al fine di ridurre al minimo
la radioattività scaricata nell’ambiente. Ciò consente da un lato il
recupero di buona parte dei
liquidi trattati, dall’altro di adottare il sistema di purificazione
più appropriato per ogni tipo di
fluido per limitare i rifiuti secondari prodotti dal trattamento.
Dopo il trattamento questi
effluenti sono trasferiti in serbatoi di campionamento, analizzati,
reintegrati nel processo o scaricati nel rispetto della formula di
scarico.
Gli affluenti aeriformi sono costi-
Tab.3 Reti di monitoraggio ambientale. Matrici controllate,
frequenza di campionamento, frequenza e tipo di misura
Frequenza
prelievo
Frequenza misura
Tipo di misura
Settimanale
Beta totale
Mensile
Spettrometria γ
Mensile
Trimestrale
Sr90
Trimestrale
Trimestrale
Spettrometria γ
Semestrale
Semestrale
Spettrometria γ
Semestrale
Semestrale
Sr90
Semestrale
Semestrale
Spettrometria γ
Mais
Annuale
Annuale
Spettrometria γ
Pomodori
Annuale
Annuale
Spettrometria γ
Carne
Annuale
Annuale
Spettrometria γ
Trimestrale
Trimestrale
Spettrometria γ
Semestrale
Semestrale
Sr90
Mensile
Spettrometria γ
Mensile
Cs137
Trimestrale
Trimestrale
Spettrometria γ
Semestrale
Semestrale
Cs137
Sedimenti
Semestrale
Semestrale
Spettrometria γ
Terreno
Semestrale
Semestrale
Spettrometria γ
Uova
Trimestrale
Trimestrale
Spettrometria γ
Dosimetri TLD
(esposizione)
Bimestrale
Bimestrale
Intensità
di esposizione
Continua
Mensile
Spettrometria γ
Mensile
Beta totale
Campione
Aria
Continua
Latte
Foraggio
Insalata
Pesce
Acqua di fiume o di
mare
Continua
Acqua potabile
Fallout
ARCHIVIO ARPA SEZ. DI PIACENZA
ARPA Rivista N. 3 maggio-giugno 2007
Centrale nucleare di Caorso, Piacenza (in fase di decommissioning)
tuiti, in linea di principio, dalle
seguenti componenti:
- aria di ventilazione degli edifici
(reattore, turbina, trattamento
rifiuti radioattivi)
- incondensabili (aria, gas radiolitici, gas di fissione e di attivazione) estratti dall’acqua di ciclo.
Prima dell’immissione nell’atmosfera, questi scarichi venivano
monitorati in continuo con strumentazione appropriata per
garantire il rispetto dei limiti
giornalieri, mentre per il bilancio
trimestrale e annuale venivano
effettuati campionamenti con
successiva analisi in laboratorio.
Attualmente lo scarico degli
incondensabili è nullo (in seguito
alla fermata degli impianti) mentre l’aria di ventilazione è invece
liberata nell’ambiente attraverso
i camini degli impianti, previo
controllo radiometrico.
Lo scarico degli effluenti delle
centrali nucleari italiane non ha
mai superato (anche durante l’esercizio) una limitata percentuale
delle quantità consentite dalle
formule di scarico autorizzate,
mentre a decorrere dalla fermata
degli impianti l’entità degli scarichi si è praticamente azzerata.
L'impatto radiologico degli
impianti Sogin è continuamente
sorvegliato mediante una rete di
sorveglianza radiologica integrata
da stazioni meteorologiche.
La ripartizione dei punti di
misura che fanno parte della rete
è tale da fornire un’immagine
significativa dello stato della
radioattività nella zona circostante ciascun impianto. La frequenza delle misure è fissata
dalle norme di sorveglianza in
vigore.
La rete di sorveglianza com-
prende una rete di rilevamento
del livello di esposizione
ambiente, stazioni di misura fisse
di campionamento dell’aria, stazioni di controllo delle condizioni
meteorologiche e prelievi periodici di campioni ambientali nell'ecosistema terrestre e acquatico. A partire dal 2004 la rete di
monitoraggio ambientale è stata
ulteriormente integrata da Sogin
attraverso l’acquisizione di una
serie di laboratori mobili attrezzati su camper.
La rete di rilevamento dell'esposizione comprende punti di
misura equipaggiati con dosimetri integratori di dose. La scelta
dei punti di misura è normalmente eseguita prendendo come
riferimento le direzioni preferenziali del vento in prossimità dell’impianto e la posizione dei centri abitati più vicini.
Le stazioni fisse sono situate
intorno all’impianto, a una
distanza in linea d'aria compresa
fra qualche centinaio e qualche
migliaio di metri. In queste stazioni si effettua la misura in continuo della radioattività ambiente e l’aspirazione dell’aria su filtri
per misure periodiche in laboratorio. I dati radiometrici delle stazioni fisse e delle stazioni meteorologiche sono comunicati periodicamente all’Apat e ai centri
specializzati delle Arpa competenti per territorio.
I campioni ambientali da analizzare in laboratorio sono prelevati
in diversi punti di misura, conformi alle richieste dettagliate
nelle norme di sorveglianza
(tabella 3), inglobando tutti gli
ecosistemi.
Ugo Spezia
Sogin, Società gestione impianti
nucleari - www.sogin.it
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