universit À della calabria dipartimento di fisica master “ferdos”

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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

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UNIVERSIT À 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. - PowerPoint PPT Presentation

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UNIVERSITÀ DELLA CALABRIADipartimento 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 m3 già presenti nei siti ove erano stati prodotti, spesso ancora allo stato originario – 6000 m3 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 m3 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 m3 all’anno

PaviaSaluggia Trino

Caorso

Latina

Garigliano

Trisaia

Casaccia

Boscomarengo

Palermo

Sitinucleariitaliani

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

SAFSTORVantaggi• 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

DECONVantaggi• 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 nuclearigravi 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 m3 presenti oggi in Italia• 6000 m3 di ritorno dall’Inghilterra• alcune decine di migliaia di m3 dal decommissioning degli impianti nucleari• qualche centinaio di m3 di nuova produzione annuale

Produzione annua di rifiuti pericolosi in Italia3,6 milioni di m3

LA GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI

DEFINIZIONIIAEA Safety Series No. 111-G-l.lCLASSIFICATIONOF RADIOACTIVE WASTEWaste, radioactive: for legal and regulatory purposes, radioactive waste may bedefined as material that contains or is contaminated with radionuclides at concentrationsor activities greater than clearance levels as established by theregulatory body, and for which no use is foreseen. (It should be recognizedthat this definition is purely for regulatory purposes, and that material withactivity concentrations equal to or less than clearance levels is radioactive froma physical viewpoint, although the associated radiological hazards arenegligible)

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 IAEAPrima 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

live

llo

d i r

adio

att i

vit à

t. di

mez

zam

ento

30

ann

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/m3 (~104 TBq/m3)

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 DISMALTIMENTO

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/ m3

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/ m3

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 rifiuti2.2 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 t1/2 < 5 anni

emettitori t1/2 >100 anni

emettitori t1/2 >100 anni in metalli attivati

emettitori 5<t1/2 <100 anni

Cs137 e Sr90

Co60

H3

Pu241

Cm 242

Radionuclidi t1/2 < 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-

CaorsoSogin-Trino

SOGIN-

Latina

SOGIN-

Garigl.

ENEA-

Saluggia

ENEA-

Casaccia

ENEA-

TrisaiaNUCLECO

FIAT-

Saluggia

FN-

Boscom.CCR-Ispra CISAM-Pisa Altri

RIPARTIZIONE NELLE TRE CATEGORIE

I categoria33%

II categoria 63%

III categoria4%

6500

3600

18800

9600

1400970

1700 750300 590

5000

60

0

2000

4000

6000

8000

10000

12000

14000

16000

18000

20000

vo

lum

e (

m3

)

SOGINCaorso

SOGINTrino

SOGINLatina

SOGINGarigl.

ENEASaluggia

ENEACasaccia

ENEATrisaia

NUCLECO FIATSaluggia

FNBoscom.

CCR Ispra CISAMPisa

RIFIUTI PREVISTI DALLO SMANTELLAMENTO DEGLI IMPIANTI NUCLEARI ITALIANI

FASI DELLA GESTIONE

PRODUZIONE

RACCOLTA eTRASPORTO

TRATTAMENTO e CONDIZIONAMENTO

STOCCAGGIOTEMPORANEO

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 (t1/2 2,13 * 105 a) + n Tc100 Ru100 (t1/2 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 conproduzione 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 t1/2 > 5 anni

Cs137 e Sr90

Radionuclidi t1/2 < 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 m3 26000 circa)

Condizionati17%

Trattati22%

Non trattati61%

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 ’70Rifiuti 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. Modulo3. Cella4. Rivestimento esterno

DEPOSITO SUPERFICIALE (tipo modulare)

MODULO IN C.A.

manufatti (18 )riempimento inmalta cementizia

~ 3 m

1. Tunnel di deposito2. 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)

lavorazioni

Lingotti (inal. 7.2 –8)

prodottiscorie

Dosi annue in Sv da 1 Bq/g del radionuclide critico (* 1 Bq/cm2)

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, occupazionedopo 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, occupazionedopo 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 100C 14 100 1000 Tb 160 1 10Na 22 1 10 Tm 170 100 1000S 35 1000 1000 Tm 171 1000 10000Cl 36 10 100 Ta 182 1 10K 40 1 100 W 181 100 1000Ca 45 1000 100 W 185 1000 1000Sc 46 1 10 Os 185 1 10Mn 53 10000 100000 Ir 192 1 10Mn 54 1 10 Tl 204 1000 1000Fe 55 10000 10000 Pb 210 1 1Co 56 1 10 Bi 207 1 10Co 57 10 100 Po 210 1 0,1Co 58 1 10 Ra 226 1 0,1Co 60 1 10 Ra 228 1 1Ni 59 10000 10000 Th 228 1 0,1Ni 63 10000 10000 Th 229 1 0,1Zn 65 1 100 Th 230 1 0,1As 73 100 1000 Th 232 1 0,1Se 75 1 100 Pa 231 1 0,1Sr 85 1 100 U 232 1 0,1Sr 90 10 10 U 233 1 1Y 91 10 100 U 234 1 1Zr 93 10 100 U 235 1 1Zr 95 1 10 U 236 10 1Nb 93m 1000 10000 U 238 1 1Nb 94 1 10 Np 237 1 0,1Mo 93 100 1000 Pu 236 1 0,1Tc 97 1000 1000 Pu 238 1 0,1Tc 97m 1000 1000 Pu 239 1 0,1Tc 99 100 1000 Pu 240 1 0,1Ru 106 1 10 Pu 241 10 10Ag 108m 1 10 Pu 242 1 0,1Ag 110m 1 10 Pu 244 1 0,1Cd 109 10 100 Am 241 1 0,1Sn 113 1 100 Am 242m 1 0,1Sb 124 1 10 Am 243 1 0,1Sb 125 10 100 Cm 242 10 1Te 123m 10 100 Cm 243 1 0,1Te 127m 100 100 Cm 244 1 0,1I 125 1 100 Cm 245 1 0,1I 129 1 10 Cm 246 1 0,1Cs 134 1 10 Cm 247 1 0,1Cs 135 10 1000 Cm 248 1 0,1Cs 137 1 100 Bk 249 100 100Ce 139 10 100 Cf 248 10 1Ce 144 10 10 Cf 249 1 0,1Pm 147 10000 1000 Cf 250 1 0,1Sm 151 10000 1000 Cf 251 1 0,1Eu 152 1 10 Cf 252 1 0,1Eu 154 1 10 Cf 254 1 0,1Eu 155 10 1000 Es 254 10 1

RadionuclideRadionuclide

Livelli di clearance per il riciclo di rottami metallici

Contaminazione Contaminazione

Radionuclide Superficiale Radionuclide Superficiale

(Bq/ cm2) (Bq/ cm2)H 3 10000 Gd 153 10

C 14 1000 Tb 160 10

Na 22 1 Tm 170 1000

S 35 1000 Tm 171 10000

Cl 36 100 Ta 182 10

K 40 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 Tl 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 Th 228 0,1

Ni 63 1000 Th 229 0,1

Zn 65 10 Th 230 0,1

As 73 1000 Th 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

Tc 97 100 Pu 238 0,1

Tc 97m 1000 Pu 239 0,1

Tc 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 Am 241 0,1

Sn 113 10 Am 242m 0,1Sb 124 10 Am 243 0,1Sb 125 10 Cm 242 1Te 123m 100 Cm 243 0,1Te 127m 100 Cm 244 0,1I 125 100 Cm 245 0,1I 129 10 Cm 246 0,1Cs 134 1 Cm 247 0,1Cs 135 100 Cm 248 0,1Cs 137 10 Bk 249 100Ce 139 10 Cf 248 1Ce 144 10 Cf 249 0,1Pm 147 1000 Cf 250 0,1Sm 151 1000 Cf 251 0,1Eu 152 1 Cf 252 0,1Eu 154 1 Cf 254 0,1Eu 155 100 Es 254 1

Livelli di clearance per il riutilizzo diretto di oggetti metallici

Rilascio di edifici

Riutilizzo edifici-occupazione-ristrutturazioni

Demolizione edifici

Trasporto

Smaltimento indiscarica deimaterialicementizi

Trasporto

Riutilizzo materiali senza lavorazioni (riempimenti)

Riutilizzo materiali con lavorazioni(framment. selezione)

Costruzione- fondazioni- strade-- ……

Inerte per nuovo c.a. -edilizia residenziale- piattaforme- ……..

Contaminazione Contaminazione

Radionuclide Superficiale Radionuclide Superficiale

(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

As 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

Ag 108m 1 Pu 242 1

Ag 110m 1 Pu 244 1

Cd 109 100 Am 241 1

Sn 113 10 Am 242m 1Sb 124 1 Am 243 1Sb 125 1 Cm 242 1Te 123m 10 Cm 243 1Te 127m 100 Cm 244 1I 125 100 Cm 245 0,1I 129 10 Cm 246 1Cs 134 1 Cm 247 1Cs 135 1000 Cm 248 0,1Cs 137 1 Bk 249 100Ce 139 10 Cf 248 1Ce 144 10 Cf 249 0,1Pm 147 1000 Cf 250 1Sm 151 10000 Cf 251 0,1Eu 152 1 Cf 252 1Eu 154 1 Cf 254 1Eu 155 10 Es 254 1

1,3 E-2 nel caso il contributo del radionuclide sia maggiore del 10%

Livelli di clearance per riutilizzo o demolizione di edifici(attività totale nella struttura per unità di superficie)

Contaminazione Contaminazione

Radionuclide Superficiale Radionuclide Superficiale

(Bq/ cm2) (Bq/ cm2)H 3 10000 Gd 153 100

C 14 10000 Tb 160 10

Na 22 10 Tm 170 10000

S 35 100000 Tm 171 100000

Cl 36 100 Ta 182 10

K 40 10 W 181 1000

Ca 45 100000 W 185 1000000

Sc 46 10 Os 185 10

Mn 53 10000 Ir 192 100

Mn 54 10 Tl 204 1000

Fe 55 10000 Pb 210 1

Co 56 10 Bi 207 10

Co 57 100 Po 210 100

Co 58 10 Ra 226 1

Co 60 1 Ra 228 10

Ni 59 100000 Th 228 1

Ni 63 100000 Th 229 1

Zn 65 10 Th 230 1

As 73 10000 Th 232 1

Se 75 100 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 10 U 236 10

Nb 93m 100000 U 238 10

Nb 94 10 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

Ag 108m 10 Pu 242 1

Ag 110m 10 Pu 244 1

Cd 109 10000 Am 241 1

Sn 113 100 Am 242m 1Sb 124 10 Am 243 1Sb 125 10 Cm 242 100Te 123m 100 Cm 243 10Te 127m 10000 Cm 244 10I 125 10000 Cm 245 1I 129 10 Cm 246 1Cs 134 10 Cm 247 1Cs 135 10000 Cm 248 1Cs 137 10 Bk 249 1000Ce 139 100 Cf 248 10Ce 144 100 Cf 249 1Pm 147 10000 Cf 250 10Sm 151 10000 Cf 251 1Eu 152 10 Cf 252 10Eu 154 10 Cf 254 10Eu 155 100 Es 254 10

Livelli di clearance per la demolizione di edifici(attività totale nella struttura per unità di superficie)

Concentrazione Concentrazione

Radionuclide di massa Radionuclide di massa(Bq/ g) (Bq/ g)

H 3 100 Gd 153 10C 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

As 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

Ag 108m 0,1 Pu 242 0,1

Ag 110m 0,1 Pu 244 0,1

Cd 109 100 Am 241 0,1

Sn 113 1 Am 242m 0,1Sb 124 100 Am 243 0,1Sb 125 1 Cm 242 1Te 123m 1 Cm 243 0,1Te 127m 100 Cm 244 0,1I 125 100 Cm 245 0,1I 129 0,1 Cm 246 0,1Cs 134 0,1 Cm 247 0,1Cs 135 1000 Cm 248 0,1**Cs 137 1 Bk 249 10Ce 139 1 Cf 248 1Ce 144 10 Cf 249 0,1Pm 147 1000 Cf 250 0,1Sm 151 1000 Cf 251 0,1Eu 152 0,1 Cf 252 0,1Eu 154 0.01 Cf 254 0,1Eu 155 10 Es 254 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/m3, respirazione 1,2 m3/h,

1800 h/anno

2. Inalazione di polveri da parte di un bambino,

concentrazione 0,1 mg/m3, respirazione 0,24 m3/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 100m di polvere per 1800 h/anno

H-3 100 Sb-122 1 Tl-200 1Be-7 10 Sb-124 0,1 Tl-201 10C-14 10 Sb-125+ 1 Tl-202 1Na-22 0,1 Te-123m 1 Tl-204 10P-32 100 Te-125m 100 Pb-203 1P-33 100 Te-127m+ 10 Pb-210+ 0,01S-35 100 Te-129m+ 10 Bi-206 0,1Sc-48 0,1 Te-131m+ 1 Bi-207 0,1V-48 0,1 Te-132+ 0,1 Bi-210 10Cr-51 10 Te-134 1 Po-210 0,01Mn-52 0,1 I-125 1 Ra-223+ 1Mn-53 1000 I-126 1 Ra-224+ 1Mn-54 0,1 I-129 0,1 Ra-225 1Fe-55 100 I-131+ 1 Ra-226+ 0,01Fe-59 0,1 Cs-129 1 Ra-228+ 0,01Co-56 0,1 Cs-131 1000 Ac-227+ 0,01Co-57 1 Cs-132 1 Th-227 1Co-58 0,1 Cs-134 0,1 Th-228+ 0,1Co-60 0,1 Cs-135 10 Th-229+ 0,1Ni-59 100 Cs-136 0,1 Th-230 0,1Ni-63 100 Cs-137+ 1 Th-231 100Zn-65 1 Ba-131 1 Th-232+ 0,01Ge-71 10000 Ba-140 0,1 Th-234+ 10As-73 100 La-140 0,1 Pa-230 1As-74 1 Ce-139 1 Pa-231 0,01As-76 1 Ce-141 10 Pa-233 1As-77 100 Ce-143 1 U-230+ 1Se-75 1 Ce-144+ 10 U-231 10Br-82 0,1 Pr-143 100 U-232+ 0,1Rb-86 10 Nd-147 10 U-233 1Sr-85 1 Pm-147 100 U-234 1Sr-89 10 Pm-149 100 U-235+ 1Sr-90+ 1 Sm-151 100 U-236 1Y-90 100 Sm-153 10 U-237 10Y-91 10 Eu-152 0,1 Pu-239 0,1Zr-93 10 Eu-154 0,1 Pu-240 0,1Zr-95+ 0,1 Eu-155 10 Pu-241 1Nb-93m 100 Gd-153 10 Pu-242 0,1Nb-94 0,1 Tb-160 0,1 Pu-244+ 0,1Nb-95 1 Dy-166 10 Am-241 0,1Mo-93 10 Ho-166 10 Am-242m+ 0,1Mo-99+ 1 Er-169 100 Am-243+ 0,1Tc-96 0,1 Tm-170 10 Cm-242 1Tc-97 10 Tm-171 100 Cm-243 0,1Tc-97m 10 Yb-175 10 Cm-244 0,1Tc-99 1 Lu-177 10 Cm-245 0,1Ru-97 1 Hf-181 1 Cm-246 0,1Ru-103+ 1 Ta-182 0,1 Cm-247+ 0,1Ru-106+ 1 W-181 10 Cm-248 0,1Rh-105 10 W-185 100 Bk-249 10Pd-103+ 1000 Re-186 100 Cf-246 10Ag-105 1 Os-185 1 Cf-248 1Ag-108m+ 0,1 Os-191 10 Cf-249 0,1Ag-110m+ 0,1 Os-193 10 Cf-250 0,1Ag-111 10 Ir-190 0,1 Cf-251 0,1Cd-109+ 10 Ir-192 0,1 Cf-252 0,1Cd-115+ 1 Pt-191 1 Cf-253+ 1Cd-115m+ 10 Pt-193m 100 Cf-254 0,1In-111 1 Au-198 1 Es-253 1In-114m+ 1 Au-199 10 Es-254+ 0,1Sn-113+ 1 Hg-197 10 Es-254m+ 1Sn-125 1 Hg-203 1

Livelli generali di clearance

Attuazione della Direttiva 96/29/EuratomD. 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)

H3 1 10000 1 10000 0,1 C14 1 1000 1 1000 0,1

Mn54 1 10 0,1 1 0,1 Fe55 1 1000 1 10000 0,1 Co60 1 1 0,1 1 0,1 Ni59 1 1000 1 10000 0,1 Ni63 1 1000 1 10000 0,1 Sr90 1 1 1 100 0,1

Sb125 1 10 1 1 0,1 Cs134 0,1 1 0,1 1 0,1 Cs137 1 10 1 1 0,1 Eu152 1 1 0,1 1 0,1

Eu154 1 1 0,1 1 0,1

emett. alfa

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

Pu241 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