Attività di ricerca ed Infrastrutture calde (Francesco Troiani)

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Beatrice Bucci
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1 Attività di ricerca ed Infrastrutture calde (Francesco Troiani) Reattori Nucleari ed Impianti -TRIGA RC-1 1 MW -RSV TAPIRO 5 kw - CALLIOPE Istituti - Istituto di Radioprotezione - Istituto nazionale di metrologia delle radiazioni ionizzanti Laboratori - Sviluppo metodi di caratterizzazione con tecniche non-distruttive - Sviluppo metodi di caratterizzazione con tecniche distruttive e chimica degli attinidi (in fase di realizzazione - CR Saluggia) Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi

TRIGA RC-1 1 MW Potenzialità - Radiografia e Tomografia Neutronica - Attivazione Materiali - Disponibilità cavità termica - Diffrattometria neutronica - Generazione fasci epitermici - Training per

2 TRIGA RC-1 1 MW Potenzialità - Radiografia e Tomografia Neutronica - Attivazione Materiali - Disponibilità cavità termica - Diffrattometria neutronica - Generazione fasci epitermici - Training per studenti e autorità di controllo Potenza Combustibile Arricchimento Moderatore Raffreddamento Riflettore Organi di Controllo Cladding Combustibile Caricamento U 235 Possibilità di Operazione 1 MWth Lega Uranio ZrH (8.5% Wt U) 20 % 235 U ZrH, H 2 O Acqua demineralizzata in circolazione naturale Grafite #4 B 4 C Shim Rods Fuel Follower #1 B 4 C Regolazione Fine Inox mm spessore ~ 38 g / elemento ~ 3400 g totale 6 ore/g 5 giorni/s 10 mesi/a

3 TRIGA RC-1 Flussi neutronici e particolari applicazioni Posizione Flusso Neutronico [nįcm -2 įs -1 ] Rastrelliera girevole (40 posizioni) 2.00į10 12 Sistema Pneumatico (Rabbit) 1.25į10 13 Canale Centrale 2.68į10 13 Collimatore Colonna Termica ~1.00į10 6 Collimatore Canale Tangenziale ~1.00į10 8 Radioscopia Fuel Cell in funzione Sezione Virtuale Batteria al Li 15 cm

RSV TAPIRO 5 kw - flussi neutronici e potenzialità Reflector Geometry: cylindrical shape Dimensions: outer diameter = 80 cm, outer height = 72 cm Material: Copper Control material: Copper Number of

4 RSV TAPIRO 5 kw - flussi neutronici e potenzialità Reflector Geometry: cylindrical shape Dimensions: outer diameter = 80 cm, outer height = 72 cm Material: Copper Control material: Copper Number of control elements: 5 Biological shield Geometry: aproximately spherical Thickness: 175 cm Material: heavy boron concrete Construction date: January st criticality: April 1971 Reactor type: fast neutron source Maximum power: 5 kw Maximum neutron flux at the core center: cm -2 s -1 Average neutron flux in the core: cm -2 s -1 Average neutron flux in the reflector: cm -2 s -1 Core Geometry: cylindrical shape Dimensions: diameter = 12.6 cm, height = 11.5 cm Fuel: metallic alloy (U 98.5%, Mo 1.5%) enrichment: 93.5 % U 235 density: 18.5 g cm -3 Coolant: Helium Potenzialità - Disponibilità cavità di neutroni veloci - BNCT Epitermica o Termica - Blanket materiali per HTGR > Validazione codici

RSV TAPIRO Attività di ricerca Tra i vari canali

3 ) è quello di dimensioni maggiori ed è attualmente

Capture Therapy ): facility termica (INFN-LNL) per la

cutaneo e per studi di microdosimetria facility

5 RSV TAPIRO Attività di ricerca Tra i vari canali sperimentali, il vano colonna termica ( cm 3 ) è quello di dimensioni maggiori ed è attualmente utlizzato per la ricerca sulla BNCT (Boron Neutron Capture Therapy ): facility termica (INFN-LNL) per la ricerca su composti del boro per il il melanoma cutaneo e per studi di microdosimetria facility epitermica per la sperimentazione nel trattamento di alcuni tumori cerebrali

66x10 14 Bq Massima intensità di dose attuale: 3.

6 Impianto di Irraggiamento CALLIOPE - 60 Co Dimensioni cella di irraggiamento: 7 x 6 x 3.9 m Massima attività permessa: 3.7x10 15 Bq Attività attuale (gennaio 2008): 4.66x10 14 Bq Massima intensità di dose attuale: 3.9 kgy/h in aria Attività principali: - Dosimetria - Effetti delle radiazioni sui materiali ( polimeri, componenti elettronici, etc) - Effetti delle radiazioni su sistemi biologici

energia), - tecniche di dosimetria delle radiazioni ionizzanti, - valutazioni di dose da rilasci ambientali, - biologia molecolare per identificare le curve di

7 Istituto di Radioprotezione Ricerca, Sviluppo e Qualificazione: - sicurezza radiologica in impianti complessi di ricerca sulla fusione nucleare (i.e. ITER e acceleratori di alta energia), - tecniche di dosimetria delle radiazioni ionizzanti, - valutazioni di dose da rilasci ambientali, - biologia molecolare per identificare le curve di rischio dose-effetto, alle basse dosi. Sorveglianza fisica di radioprotezione: - sorveglianza fisica operativa - sorveglianza ambientale, - dosimetria individuale, - monitoraggio radon. Servizi: - prestazione di servizi tecnici di dosimetria a soggetti esterni, - centro taratura delle radiazioni ionizzanti.

Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti Ruolo: L Istituto ha il ruolo assegnato all Enea dalla legge 273/1991 di Istituto Metrologico Primario nel settore delle radiazioni

Ha, inoltre, il compito di svolgere le funzioni di omologazione degli strumenti di misura per radioprotezione in ambito UE e la certificazione di taratura di tali strumenti.

8 Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti Ruolo: L Istituto ha il ruolo assegnato all Enea dalla legge 273/1991 di Istituto Metrologico Primario nel settore delle radiazioni ionizzanti, sviluppando e mantenendo numerosi sistemi campione a livello nazionale. Ha, inoltre, il compito di svolgere le funzioni di omologazione degli strumenti di misura per radioprotezione in ambito UE e la certificazione di taratura di tali strumenti. Ricerca: Di metodi di base e di mezzi di misura delle radiazioni ionizzanti con particolare riferimento alle necessità della radioterapia, della radiodiagnostica e della radioprotezione Servizi: - Taratura degli strumenti di misura delle radiazioni ionizzanti con certificazione riconosciuta a livello internazionale. - Supporto tecnico per l'accreditamento di centri secondari di taratura, nell'ambito del Servizio di Taratura in Italia (SIT). - Svolgimento di programmi di affidabilità delle misure delle radiazioni ionizzanti a livello nazionale, mediante periodiche campagne di interconfronti.

9 Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione Necessità di caratterizzazione IAEA EURATOM Autorità Italiana materiali rilasciati generico val rapp. generico met./cem./altri 3 H / 1 / 0,1 14 C / 1 / 0,1 Per confronto si consideri che, Radiation Protection 122 EUR, riporta: nel cemento 40 K = 0,4 Bq/g nel tufo 40 K = 1,8 Bq/g nel granito 40 K = 0,64 Bq/g e, l ICRP 30, nel corpo umano: 54 Mn 0,1-1 0,3 0,1 1 / 0,1 / 0,1 55 Fe / 1 / 0,1 60 Co 0,1-1 0,3 0,1 1 / 0,1 / 0,1 59 Ni / 1/ 0,1 63 Ni / 1 / 0,1 90 Sr / 1 / 0,1 125 Sb / 1 / 0,1 134 Cs 0,1-1 0,3 0,1 0,1 / 0,1 / 0,1 137 Cs 0,1-1 0,3 1 1 / 1 / 0,1 40 K = 0,06 Bq/g 14 C = 0,21 Bq/g 152 Eu 0,1-1 0,3 0,1 1 / 0,1 / 0,1 154 Eu - - 0,1 1 / 0,1 / 0,1 241 Pu / 1 / 0,1 alpha emettitori vedi sotto vedi sotto 0,1 / 0,1 / 0,1 234/235/238 U 0,1-1 0, /240 Pu 0,1-1 0,3 0,1 241 Am 0,1-1 0,3 0,1 242 Cm Cm 0,1-1 0,3 0,1 IAEA-TECDOC TECDOC-855 Radiation Protection (1996) 122 (2000) Ordinanza 5/2003 Commissario Delegato OPCM 3267/7 marzo 2003

10 Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione Tecniche Gamma-globali measured volume V Wide open detection geometry

11 Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione Tecniche Gamma-segmentali e tomografiche measured volume V collimated Ge-detector

12 Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione Tecniche Neutroniche

Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi Servizio Integrato

stoccaggio rifiuti radioattivi non elettro-nucleari Confezionamento dei

Trasporto, con mezzi autorizzati, presso la sede centrale della NUCLECO.

negli impianti e nei laboratori in Casaccia (di proprietà ENEA).

13 Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi Servizio Integrato ENEA-NUCLECO NUCLECO S.p.A. Raccolta, Trattamento, Condizionamento e stoccaggio rifiuti radioattivi non elettro-nucleari Confezionamento dei rifiuti presso la sede del produttore. Trasporto, con mezzi autorizzati, presso la sede centrale della NUCLECO. Ricezione, caratterizzazione, etichettatura, riempimento e trattamento negli impianti e nei laboratori in Casaccia (di proprietà ENEA). Stoccaggio temporaneo, in attesa dello smaltimento nel deposito definitivo nazionale o in attesa del decadimento per lo smaltimento in esenzione.

- Smantellamento di sezioni di impianti, componenti e bonifiche di siti (nucleari e convenzionali).

14 Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi La partecipata NUCLECO S.p.A. Attività principali: - Trattamento (minimizzazione), condizionamento, deposito temporaneo dei rifiuti radioattivi liquidi e solidi di terzi. - Smantellamento di sezioni di impianti, componenti e bonifiche di siti (nucleari e convenzionali). - Progettazione, realizzazione ed esercizio di impianti di smantellamento e trattamento rifiuti, presso terzi. - Caratterizzazione radiologica e chimica di siti nucleari e non, dei materiali e dei rifiuti. - Sviluppo e qualificazione dei processi di condizionamento. - Servizi tecnologici (interventi di squadre operative, direzione lavori, analisi di sicurezza, radioprotezione operativa, etc).

15 Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi Studi sul condizionamento ed isolamento dei rifiuti radioattivi Condizionamento Modulo di isolamento Cella di smaltimento

16 Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi Studi sullo smaltimento dei rifiuti radioattivi Accordo di Programma ENEA-MSE: Attivita supporto della individuazione e scelta di un sito e per la successiva realizzazione di un deposito di smaltimento dei rifiuti radioattivi di II Categoria e di un deposito di stoccaggio a medio-lungo termine dei ri A B C D E F G H Supporto al processo decisionale Stato dellõarte su studi e ricerche in Italia Aggiornamento dellõinventario nazionale dei rifiuti radioattivi e modalit di gestione futura Attivit relative alla caratterizzazione dei rifiuti da conferire al sito di smaltimento e di deposito Analisi propedeutiche alla progettazione del deposito Linee guida per il trasporto e il deposito dei rifiuti Linee guida per la security Linee guida per comunicazione, informazione e formazione

17 Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi Studi sullo smaltimento dei rifiuti radioattivi Obiettivi Fornire strumenti tecnico-scientifici (safety & security) per minimizzare l impatto dell insediamento Creare un sistema di collaborazione, dimostrando che il processo può portare ad indubbi benefici, con i potenziali rischi sotto controllo ed in assenza di situazioni di emergenza Dimostrare che lo smaltimento dei rifiuti radioattivi e la custodia dei materiali nucleari possono essere effettuati nel rispetto dell'ambiente e con effetti positivi sull'economia locale Dimostrare che lo smaltimento dei rifiuti radioattivi rende possibile il decommissioning degli impianti obsoleti con minori costi, in tempi più brevi e con più elevato livello di sicurezza

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