Serie Generale n. 119 del 24-5-2010
SUPPLEMENTI ORDINARI
MINISTERO DELLA SALUTE
DECRETO DEL PRESIDENTE DEL CONSIGLIO DEI MINISTRI 19 marzo 2010
Piano nazionale delle misure protettive contro le emergenze radiologiche. (10A05644) (GU Serie Generale n.119 del 24-05-2010 - Suppl. Ordinario n. 96)

IL PRESIDENTE
DEL CONSIGLIO DEI MINISTRI

Vista la legge 24 febbraio 1992, n. 225, concernente l'istituzione
del Servizio nazionale di protezione civile;
Visto il decreto legislativo 31 marzo 1998, n. 112, recante
«Conferimento di funzioni e compiti amministrativi dello Stato alle
regioni ed agli enti locali, in attuazione del capo I della legge 15
marzo 1997, n. 59» ed in particolare il comma 2 dell'art. 107;
Visto il decreto-legge 7 settembre 2001, n. 343, convertito, con
modificazioni, dalla legge 9 novembre 2001, n. 401, ed in particolare
l'art. 5;
Visto il decreto legislativo 17 marzo 1995, n. 230, recante
«Attuazione delle direttive 89/618/Euratom, 90/641/Euratom,
92/3/Euratom e 96/29/Euratom in materia di radiazioni ionizzanti», ed
in particolare l'art. 121;
Ritenuto necessario dare compiuta attuazione al predetto art. 121;
Acquisiti i pareri del Ministero dell'interno, del Ministero
dell'ambiente e della tutela del territorio e del mare, del Ministero
della difesa, del Ministero della salute, del Ministero dello
sviluppo economico, del Ministero degli affari esteri, del Ministero
per le politiche europee, dell'Istituto per la protezione e la
ricerca ambientale (ISPRA);
Sulla proposta del Capo del Dipartimento della protezione civile;
Vista la deliberazione del Consiglio dei Ministri, adottata nella
riunione del 19 marzo 2010;

Decreta:

È approvato l'allegato Piano nazionale delle misure protettive
contro le emergenze radiologiche.
Il Dipartimento della protezione civile curerà periodicamente e
comunque ogni tre anni la verifica e l'aggiornamento delle funzioni
operative previste per le strutture pubbliche coinvolte
nell'attuazione del Piano nazionale introducendo altresì le
eventuali modifiche relative alle denominazioni e alla terminologia
usate. L'aggiornamento a cura del Dipartimento della protezione
civile non concerne quanto previsto esplicitamente dai commi 2 e 3
dell'art. 121 del decreto legislativo 17 marzo 1995, n. 230, e
successive modifiche e integrazioni.
Il Dipartimento della protezione civile, in attuazione di quanto
previsto dal comma 2 del citato art. 121, curerà la trasmissione del
Piano a tutte le Amministrazioni interessate all'intervento di
emergenza ed alle Prefetture - Uffici territoriali del Governo
affinchè sviluppino la pianificazione operativa e predispongano i
relativi strumenti di attuazione per quanto di loro competenza.
Il presente decreto sarà pubblicato nella Gazzetta Ufficiale della
Repubblica italiana.
Roma, 19 marzo 2010

Il Presidente del Consiglio dei Ministri
Berlusconi

Allegato


PIANO NAZIONALE DELLE MISURE PROTETTIVE
CONTRO LE EMERGENZE RADIOLOGICHE

Revisione 3.141592653589
1 marzo 2010


Parte di provvedimento in formato grafico

ALLEGATO 1

PRESUPPOSTI TECNICI DI ISPRA

Viene riportato il testo integrale del documento APAT (adesso ISPRA)
"Presupposti del piano nazionale delle misure protettive contro le
emergenze nucleari e radiologiche. Aggiornamento per gli eventi di
origine transfrontaliera" Rev. 1 - Novembre 2006, senza modifiche
editoriali o tipografiche.

APAT
Agenzia per la protezione dell'ambiente e per i servizi tecnici

Presupposti tecnici del piano nazionale delle misure protettive
contro le emergenze nucleari e radiologiche

Aggiornamento per gli eventi di origine

transfrontaliera

Rev. 1 - Novembre 2006

INDICE
1. INTRODUZIONE............................................
2. SCENARI INCIDENTALI DI RIFERIMENTO E TERMINE DI SORGENTE
3. STIMA DELLE CONSEGUENZE RADIOLOGICHE ...................
4. CONSIDERAZIONI OPERATIVE AI FINI DELLA PIANIFICAZIONE ..
Il presente documento è stato predisposto dal Dipartimento
Nucleare, Rischio Tecnologico Industriale. Le valutazioni con il
codice ARIES per la stima delle conseguenze radiologiche state svolte
dal Servizio Interdipartimentale per le Emergenze Ambientali

1. INTRODUZIONE
Il presente documento propone una rivalutazione dei presupposti
tecnici del Piano Nazionale delle misure protettive contro le
emergenze radiologiche, definiti nel 1995 sulla base di studi svolti
dall'ex ANPA (ora APAT) e dall'Istituto Superiore di Sanità (ISS)
negli anni precedenti.
La rivalutazione è stata condotta con riferimento ad eventi di
origine transfrontaliera, così come previsto dall'art. 121 del
D.L.vo n. 230 del 1995 e successive modifiche, tenuto altresì conto
dell'intento espresso dal Dipartimento della Protezione Civile della
Presidenza del Consiglio dei Ministri di estendere le capacità di
protezione offerte dal piano attualmente in vigore.
Il Piano Nazionale, emesso nel 1997 sulla base dei suddetti
presupposti, tiene conto del carattere transfrontraliero delle
possibili conseguenze di eventi incidentali a centrali
elettronucleari, drammaticamente evidenziato dall'incidente di
Chernobyl. Esso considera, comunque, le diverse caratteristiche
tecnologiche degli impianti occidentali rispetto a quelli in funzione
negli anni '80 nell'ex-Unione Sovietica. Tali caratteristiche
consentono di accreditare, anche nel caso di scenari incidentali
particolarmente degradati comportanti la fusione del nocciolo
(denominati incidenti "severi"), una certa capacità del sistema di
contenimento di limitare il rilascio all'ambiente degli elementi
radioattivi che si possono liberare dal reattore.
Pur potendosi confermare, anche alla luce delle valutazioni più
recenti, l'elevato grado di cautela offerto dai presupposti tecnici a
base del piano del 1997, si è ravvisata comunque l'opportunità di
effettuare una rivalutazione di tali presupposti per tener conto:
- dell'evoluzione della tecnologia (ad es.: negli impianti sono
state rafforzate le protezioni contro incidenti "severi"),
- delle modifiche introdotte in alcuni impianti, quali ad es.
l'incremento della potenza estratta dal reattore e l'utilizzo di
combustibile ad alto bruciamento,
- della disponibilità di studi aggiornati sul comportamento
incidentale degli impianti e sulle possibili conseguenze radiologiche
di eventi severi a grandi distanze,
- delle posizioni più recenti assunte in ambito internazionale
in materia di emergenza esterna, in particolare nei paesi confinanti
ove sono in esercizio impianti nucleari.
In aggiunta a ciò, in tempi più recenti è emersa anche
l'esigenza di valutare l'influenza nella determinazione delle basi
tecniche della pianificazione dei nuovi fattori di rischio associati
alla persistente situazione di crisi internazionale.
Per sviluppare le necessarie valutazioni di aggiornamento, essendo
i presupposti tecnici riferiti ad impianti in esercizio nei paesi
confinanti, si è ritenuto necessario acquisire informazioni sugli
approcci adottati presso tali paesi. Ulteriori elementi sono stati
altresì acquisiti in tema di basi tecniche per la pianificazione
d'emergenza negli Stati Uniti, anche perchè tale approccio risulta
nella sostanza mutuato dalla Slovenia per la definizione della
pianificazione di emergenza per l'impianto di Krško che, come noto,
è un impianto tra i più prossimi ai confini nazionali. Elementi
informativi sono stati infine raccolti sull'approccio adottato
dall'Austria.
Il quadro internazionale delineato attraverso la suddetta
ricognizione ha portato a confermare che i presupposti tecnici del
piano nazionale del 1997 risultano in generale in linea con le prassi
oggi adottate negli altri paesi ove sono presenti impianti in
esercizio, ed offrono un buon grado di copertura rispetto a
situazioni incidentali derivanti da guasti con probabilità di
accadimento molto basse.
Tuttavia, in considerazione dell'intento del Dipartimento della
Protezione Civile di estendere le capacità di copertura previste dal
piano nazionale, tenuto altresì conto che la pianificazione di
emergenza rappresenta l'ultimo dei livelli previsti nell'approccio
della difesa in profondità, adottato nella filosofia di sicurezza
delle installazioni nucleari quale protezione a fronte della
componente residua del rischio, i presupposti tecnici sono stati
rivalutati facendo riferimento a situazioni ancor più degradate di
quelle assunte a base del piano del 1997.
Tali situazioni sono state definite in modo tale da costituire un
inviluppo rispetto a quelle utilizzate a riferimento per le
pianificazioni di emergenza nei paesi che ospitano gli impianti
prossimi al confine nazionale. In particolare, le situazioni
considerate sono rappresentative di scenari di riferimento
caratterizzati da un processo di danneggiamento del reattore e da una
perdita della funzione di contenimento. Rispetto a scenari
incidentali di tale natura si è però considerato ragionevole dar
credito ad un'efficacia, quanto meno parziale, delle capacità di
mitigazione esistenti sul sito.
Le basi tecniche della rivalutazione sono presentate in dettaglio
nel rapporto APAT "Basi tecniche per l'aggiornamento dei presupposti
del piano nazionale delle misure protettive contro le emergenze
nucleari e radiologiche. Eventi di origine transfrontaliera - Rev. 1
Novembre 2006" che costituisce parte integrante del presente
documento.

2. SCENARI INCIDENTALI DI RIFERIMENTO E TERMINE DI SORGENTE
I tipi di scenario identificabili, nel caso di centrali nucleari
con reattori ad acqua leggera (fino a 1500 Mwe) sono raggruppati
nelle seguenti due classi:
Classe A Questa classe comprende gli incidenti di progetto (rottura
della tubazione d'impianto di diametro maggiore, espulsio ne
repentina di una barra di controllo, etc.), incluse quelle sequenze
valutate assumendo, oltre al malfunzionamento dei sistemi ausiliari,
una degradazione nella efficacia dei sistemi di abbattimento dei
prodotti di fissione (filtri, piscine d'acqua, etc.) o una parziale
fusione del nocciolo. Questa classe, con le suddette sequenze più
degradate, è quindi rappresentativa della massima gravità cui
possono arrivare gli incidenti base di progetto. I rilasci calcolati,
viste le ipotesi prudenziali sopra descritte circa l'efficacia dei
sistemi di abbattimento dei rilasci stessi, arrivano fino a circa 45
TBq (poco più di un migliaio di Ci), pari ad una frazione
dell'inventario dei prodotti di fissione
Classe B Questa classe comprende gli scenari incidentali
particolarmente gravi, di del nocciolo dell'ordine di 10(elevato a)-5
probabilità molto bassa, nel corso dei quali, pur avendo luogo una
serie di malfunzionamenti ai sistemi di salvaguardia e di danni al
nocciolo, si può realisticamente ipotizzare che:
- nel caso di eventi che traggano origine all'interno
dell'impianto, i sistemi di abbattimento e di contenimento, pur
parzialmente degradati, possano continuare ad offrire una barriera
atta a limitare il rilascio all'ambiente;
- nel caso di eventi di origine esterna, che possano avere come
effetto primario la perdita del sistema di contenimento, le azioni di
recupero e di mitigazione dei danni a carico del nocciolo del
reattore, necessarie ove eventualmente quest'ultimo risenta del
possibile evento iniziatore, possano dar luogo all'arresto del
processo di fusione generalizzata o, qualora quelle azioni non
avessero successo, sia comunque possibile dar luogo ad un parziale
abbattimento dei particolati radioattivi.
I rilasci calcolati in dette condizioni sono dell'ordine di un
decimo dell'inventario complessivo dei prodotti di fissione, cioè
circa 10(elevato a)19 Bq.
Per la riconsiderazione, richiesta dal Dipartimento della
Protezione Civile, delle caratteristiche e dei requisiti del Piano
Nazionale si sono assunti a riferimento scenari della classe B, come
sopra configurati.
Situazioni incidentali con rilasci più gravosi di quelli relativi
alla classe B possono aver luogo se si ipotizza che vi siano
simultaneamente l'insuccesso della mitigazione di eventuali
transitori a carico del sistema di refrigerazione del reattore (sia
da parte dei sistemi automatici, sia da parte del personale
d'impianto mediante l'utilizzo delle procedure di emergenza), la
perdita del contenimento e l'insuccesso di ogni tentativo di
abbattimento dei rilasci. L'assunzione di tali ipotesi estreme, in
base alle quali viene supposto il rilascio nell'ambiente della quasi
totalità dei radionuclidi presenti nel reattore è da ritenersi
inutilizzabile ai fini di scelte operative, come già specificato nei
presupposti assunti a base del Piano Nazionale emesso nel 1997,
tenuto conto che gli scenari ad esse associabili risultano poco
plausibili e comunque di probabilità estremamente bassa.
La caratterizzazione in composizione e tempi di emissione della
sorgente è stata ricavata dai risultati di studi, effettuati
prevalentemente negli Stati Uniti d'America, che hanno preso in esame
diverse tipologie di impianti, di diverse generazioni. Da questi
studi è scaturita la normativa, attualmente applicata in quel paese,
riguardante il termine di sorgente da assumere a riferimento per la
scelta dei siti e per la progettazione degli impianti. Detto termine
di sorgente fa proprio riferimento a condizioni di incidente severo
ed individua le frazioni di inventario di radioisotopi che dal
reattore si possono rendere disponibili al contenimento nel corso di
una sequenza inviluppo. Vengono individuati diversi intervalli
temporali che partono da mezz'ora dopo l'evento iniziatore e
concludono il rilascio dei radioisotopi dal nocciolo fuso, verso il
contenimento, in circa 10 ore.
Ai fini della definizione dei presupposti tecnici si considera che
il contenimento sia solo parzialmente degradato, in analogia con
quanto già previsto nel precedente Piano, o che, in presenza di
degradazioni severe del contenimento, possano aver luogo interventi
intesi a refrigerare il nocciolo, ad allagare la cavità reattore o a
spruzzare acqua nel contenitore. Si suppone cautelativamente che la
durata del rilascio all'ambiente sia di due ore.
In particolare vengono assunti a riferimento i parametri di
rilascio specificati nel quadro sintetico di seguito riportato.


Parte di provvedimento in formato grafico



3. STIMA DELLE CONSEGUENZE RADIOLOGICHE
Assumendo il termine di sorgente inviluppo sopra definito sono
state effettuate alcune simulazioni sulla dispersione atmosferica, a
lunga distanza, dei radionuclidi rilasciati, prendendo a riferimento
due impianti particolarmente prossimi ai confini nazionali: Krško
(Slovenia) e St Alban (Francia).
La scelta di queste due centrali ai fini delle stime condotte
deriva principalmente dalla loro vicinanza al territorio italiano
rispetto ad altre installazioni e da considerazioni relative ad altri
fattori rilevanti quali la configurazione orografica e la direzione
dei venti dominanti; la scelta non implica alcuna valutazione di
merito sul livello di sicurezza di tali centrali.
Per le simulazioni è stato utilizzato il codice Apollo del sistema
ARIES (Accidental Release Impact Evaluation System), che rappresenta
il sistema di calcolo adottato a livello nazionale per la valutazione
della dispersione atmosferica a lunga distanza di inquinanti stabili
o con decadimento rilasciati da sorgenti puntiformi. Il sistema è
operativo presso il Centro di Emergenza dell'APAT. ARIES è stato
utilizzato ipotizzando condizioni meteorologiche particolarmente
sfavorevoli, individuate sulla base di effettive situazioni
atmosferiche verificatesi nell'arco di qualche anno.
Dette simulazioni sono state effettuate ipotizzando in particolare
il rilascio dei seguenti radioisotopi, individuati come più
rilevanti ai fini della valutazione delle dosi sulla base degli
inventari, pesati con i fattori di dose relativi al gruppo più
esposto della popolazione:
Iodio 131 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)17 Bq)
Stronzio 90 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)15 Bq),
Cesio 134 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)16 Bq),
Tellurio 132 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)17 Bq),
Cerio 144 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)15 Bq).
Al fine di dare un'immagine visiva degli andamenti risultanti dalle
simulazioni effettuate con il codice ARIES nelle Figg. 1 e 2 vengono
mostrate, a scopo esemplificativo, le distribuzioni territoriali
delle dosi efficaci da inalazione per il gruppo di popolazione dei
bambini, riferite per i due casi allo Iodio 131.
I risultati ottenuti sono riportati in maggior dettaglio nelle
Tabelle 1a, 1b e 2a, 2b che seguono.
In particolare:
- i valori di dose sono riferiti all'esposizione da inalazione
nelle 48 h successive all'evento, in quanto i calcoli effettuati
hanno mostrato che il contributo alla dose di tale via di esposizione
risulta preponderante; calcoli effettuati per tempi più lunghi (5
giorni, 7 giorni) non hanno mostrato incrementi significativi
rispetto alle dosi da inalazione valutate per 48 h;
- i radionuclidi che contribuiscono maggiormente alla dose da
inalazione sono lo I 131 e, per un fattore 10 più basso, il Tellurio
132, mentre i contributi degli altri radionuclidi risultano
trascurabili;
- la deposizione al suolo, che assume valori fino a 10(elevato a)6
Bq/mq, è tale da non far prevedere, nelle prime 48 ore, contributi
significativi alla dose dall' irraggiamento diretto dal suolo. Le
dosi da irraggiamento dal suolo sono, naturalmente, destinate a
crescere successivamente alle 48 h, ma non risultano essere tali da
poter variare l'ordine di grandezza delle dosi efficaci; ciò pur
assumendo che la deposizione rimanga invariata e che i tempi di
esposizione siano dell'ordine del mese. La deposizione al suolo è
certamente degna di attenzione ai fini dei controlli radiometrici di
medio - lungo termine da effettuarsi sulle matrici alimentari ed
ambientali.


Parte di provvedimento in formato grafico


Fig. 1 Esempio di risultati ottenuti dalle simulazioni con il
codice ARIES effettuate applicando il termine di sorgente inviluppo
all'impianto di Krško (Slovenia). Andamento delle dosi efficaci da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini, a
48 ore dall'inizio del rilascio
Fig. 2 Esempio di risultati ottenuti dalle simulazioni effettuate
con il codice ARIES applicando il termine di sorgente inviluppo
all'impianto di S. Alban (Francia). Andamento delle dosi efficaci da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini, a
48 ore dall'inizio del rilascio


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella 1a) Valori massimi della dose efficace da inalazione (mSv)
di Iodio 131 sul territorio nazionale, nelle 48 ore successive
all'evento, risultanti dall'applicazione del termine di sorgente
inviluppo alle centrali di Krško e St. Alban


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella 1b) Distribuzione territoriale delle dosi efficaci (mSv) da
Iodio 131 per il gruppo di popolazione dei bambini


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella 2a) Valori massimi della dose equivalente alla tiroide
(mSv) da I 131 sul territorio nazionale, nelle 48 h successive
all'evento, risultante dall'applicazione del termine di sorgente
inviluppo alle centrali di Krško e St. Alban


Parte di provvedimento in formato grafico


(elevato a)1 L'intervallo tra circa 0,5 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 20.000 Km(elevato
a)2
(elevato a)2 L'intervallo tra circa 0,5 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 40.000 Km2(elevato
a)

Tabella 2b) Distribuzione territoriale della dose equivalente alla
tiroide (mSv) da I 131 per il gruppo di popolazione dei bambini


Parte di provvedimento in formato grafico


(elevato a)3 L'intervallo tra circa 10 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 20.000 Km(elevato
a)2
(elevato a)4 L'intervallo tra circa 10 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 40.000 Km(elevato
a)2

In sintesi, tenendo anche presenti i margini di variabilità che
caratterizzano le stime delle conseguenze radiologiche a lunga
distanza, per i due casi ipotizzati, applicando cioè il termine di
sorgente inviluppo alle centrali di St. Alban e di Krško, si
evidenziano i seguenti risultati:
- i valori massimi delle dosi risultano dello stesso ordine di
grandezza. Nel caso di St. Alban sono interessate aree più ampie;
- su aree delle regioni del Nord e del Centro-nord d'Italia più
prossime all'impianto interessato dall'ipotetico evento incidentale,
le dosi efficaci da inalazione risultano pari ad alcune unità di mSv
e la dose equivalente alla tiroide risulta pari ad alcune decine di
mSv;
- la deposizione al suolo di radionuclidi, che in alcuni casi
raggiunge valori di 10(elevato a)6 Bq/m(elevato a)2, è tale da
richiedere il controllo radiometrico delle matrici ambientali ed
alimentari su estese superfici del territorio nazionale, finalizzato
a fornire le necessarie basi tecniche per eventuali decisioni in
merito all'adozione di misure restrittive sugli alimenti.
I risultati delle stime di dose effettuate fanno ritenere che
l'eventuale adozione di misure protettive di riparo al chiuso e di
somministrazione di iodio stabile permetterebbe di evitare qualche
unità di dose efficace ed alcune decine di mSv di dose equivalente
alla tiroide. Tali valori di dose evitabile si collocano nell'intorno
dei valori inferiori dei livelli d'intervento, per i quali l'Allegato
XII al D.L.vo. n. 230/1995 e successive modifiche indica di prendere
in considerazione l'eventuale adozione delle succitate contromisure
di riparo al chiuso e iodioprofilassi.

4. CONSIDERAZIONI OPERATIVE AI FINI DELLA PIANIFICAZIONE
Le valutazioni riportate, condotte anche alla luce di un confronto
con l'approccio adottato a livello internazionale, fanno nella
sostanza ritenere che i termini di sorgente adottati per i
presupposti del Piano nazionale delle misure protettive contro
emergenze nucleari e radiologiche del 1997 offrono un grado di
copertura molto ampio rispetto alle condizioni incidentali
ipotizzabili nelle tipologie di impianti prossimi ai confini
nazionali, tenendo in particolare conto della protezione offerta dal
sistema di contenimento.
Si conferma pertanto la necessità di assicurare:
a. adeguate capacità previsionali circa l'evoluzione
dell'evento, in particolare con riferimento alla dispersione in
atmosfera dei radionuclidi rilasciati;
b. il monitoraggio radiometrico, su estese zone del territorio
nazionale e per tempi prolungati, ai fini della caratterizzazione
spaziale e temporale dell'eventuale ricaduta radioattiva, con
riferimento sia a matrici ambientali che a matrici alimentari di
rilevanza.
Tuttavia, in considerazione dell'intento del Dipartimento della
Protezione Civile di estendere le capacità di mitigazione del Piano,
al fine di rafforzare la componente di difesa in profondità propria
della pianificazione di emergenza, sono stati selezionati scenari
più gravosi, individuando un termine di sorgente inviluppo rispetto
a quanto assunto a riferimento nei paesi confinanti e limitrofi con
centrali nucleari nel loro territorio.
Le caratteristiche degli scenari considerati e le risultanze delle
valutazioni delle conseguenze radiologiche associabili al termine di
sorgente inviluppo individuato suggeriscono l'opportunità di
prendere in considerazione il potenziamento delle esistenti capacità
di previsione e di monitoraggio, nonchè l'opportunità di prendere
in considerazione, per aree del Nord e Centro-Nord d'Italia più
prossime all'impianto interessato dall'ipotetico evento incidentale,
ed a tutela di particolari gruppi di popolazione, quali ad esempio i
bambini e i lattanti:
a) l'eventuale adozione di una misura protettiva di riparo al
chiuso;
b) la previsione della disponibilità, e delle relative modalità
di distribuzione, di dosi di iodio stabile, ai fini dell'eventuale
adozione di una misura protettiva di iodioprofilassi.
Tali azioni protettive sono volte a contenere l'esposizione della
popolazione entro i valori inferiori dei livelli di intervento,
espressi in termini di dose evitabile, stabiliti dalla legislazione
italiana. La pianificazione di dette azioni protettive rende
disponibile un ampio margine, in termini di intervalli di dosi
evitabili, per tener conto sia delle incertezze esistenti nella
valutazione dei rilasci e delle dosi conseguenti, sia di rilasci più
gravosi di quelli ipotizzati.
I succitati provvedimenti protettivi, per la cui attuazione la
pianificazione potrà prevedere le relative predisposizioni,
dovrebbero comunque essere attuati, a seguito di un ipotetico evento
reale, qualora ciò venisse ritenuto effettivamente necessario sulla
base delle informazioni acquisite dalle autorità del paese in cui si
è verificato l'evento e sulla base di dati previsionali e di misura
che permettano di caratterizzare in maniera adeguata l'intensità e
l'estensione della contaminazione.
Infine, per favorire una definizione degli interventi da adottare
quanto più rapida ed efficace possibile, va segnalata l'importanza
che il piano preveda specifiche modalità di collaborazione con le
Autorità dei paesi confinanti, da stabilirsi con appositi accordi
bilaterali, ad integrazione dei meccanismi di notifica e scambio
d'informazioni già previsti nell'ambito della Convenzione sulla
pronta notifica di incidenti nucleari e della Decisione del Consiglio
dell'Unione Europea 87/600 in materia di scambio rapido delle
informazioni in caso di emergenze radiologiche.

ALLEGATO 2

BASI TECNICHE PRESUPPOSTI TECNICI

Viene riportato il testo integrale del documento APAT (adesso
ISPRA) «Basi tecniche per l'aggiornamento dei presupposti del piano
nazionale delle misure protettive contro le emergenze nucleari e
radiologiche. Eventi di origine transfrontaliera» Rev. 1 - Novembre
2006, senza modifiche editoriali o tipografiche.

APAT

Agenzia per la protezione dell'ambiente e per i servizi tecnici
Basi tecniche per l'aggiornamento dei presupposti del piano
nazionale delle misure protettive contro le emergenze nucleari e
radiologiche. Eventi di origine transfrontaliera

Rev. 1 - Novembre 2006
Il presente rapporto è parte integrante del documento «Presupposti
tecnici del piano nazionale delle misure protettive contro le
emergenze nucleari e radiologiche - Aggiornamento per gli eventi di
origine transfrontaliera - Rev.1 - Nov. 2006».

INDICE
1. PREMESSA ..................................................
2. PRINCIPALI ELEMENTI DEI PRESUPPOSTI TECNICI PER EVENTI DI
ORIGINE
TRANSFRONTALIERA ASSUNTI A BASE DEL PIANO DEL 1997 ...........
3. ELEMENTI DI BASE AGGIORNATI ..............................
3.1. Generalità ............................................
3.2. Il quadro di riferimento internazionale ................
3.3. Considerazioni ai fini della rivalutazione dei
presupposti tecnici ........................................
3.4. Termine di sorgente e scenari incidentali .............
3.5. Stima delle conseguenze radiologiche ..................
RIFERIMENTI ...............................................
ALLEGATO I ...............................................
TERMINE DI SORGENTE NEL CONTENIMENTO PRIMARIO ............
RISULTATI DEGLI STUDI CONDOTTI NEGLI STATI UNITI ........
ALLEGATO II ...............................................
LIVELLI DI INTERVENTO DELL'ALLEGATO XII AL DECRETO LEGISLATIVO
n° 230/1995 e successive modifiche ........ ...............

1. PREMESSA
Il presente documento illustra le basi tecniche per una
rivalutazione dei presupposti tecnici del Piano Nazionale delle
misure protettive contro le emergenze radiologiche, definiti nel 1995
sulla base di studi svolti dall'ex ANPA (ora APAT) e dall'Istituto
Superiore di Sanità negli anni precedenti.
La rivalutazione è stata condotta con riferimento ad eventi di
origine transfrontaliera, così come previsto dall'art. 121 del
D.L.vo n. 230 del 1995 e successive modifiche, tenuto altresì conto
dell'intento espresso dal Dipartimento della Protezione Civile della
Presidenza del Consiglio dei Ministri di estendere le capacità di
protezione offerte dal piano attualmente in vigore.
Il Piano Nazionale, emesso nel 1997 sulla base dei suddetti
presupposti, tiene conto del carattere transfrontraliero delle
possibili conseguenze di eventi incidentali a centrali
elettronucleari, drammaticamente evidenziato dall'incidente di
Chernobyl. Esso considera, comunque, le diverse caratteristiche
tecnologiche degli impianti occidentali rispetto a quelli in funzione
negli anni '80 nell'ex-Unione Sovietica. Tali caratteristiche
consentono di accreditare, anche nel caso di scenari incidentali
particolarmente degradati comportanti la fusione del nocciolo
(denominati incidenti «severi»), una certa capacità del sistema di
contenimento di limitare il rilascio all'ambiente degli elementi
radioattivi che si possono liberare dal reattore.
Pur potendosi confermare, anche alla luce delle valutazioni più
recenti, l'elevato grado di cautela offerto dai presupposti tecnici a
base del piano del 1997, si è ravvisata comunque l'opportunità di
effettuare una rivalutazione di tali presupposti per tener conto:
- dell'evoluzione della tecnologia (ad es.: negli impianti sono
state rafforzate le protezioni contro incidenti «severi»),
- della disponibilità di studi aggiornati sul comportamento
incidentale degli impianti e sulle possibili conseguenze radiologiche
di eventi severi a grandi distanze,
- delle modifiche introdotte in alcuni impianti, quali ad es.
l'incremento della potenza estratta dal reattore e l'utilizzo di
combustibile ad alto bruciamento,
- delle posizioni più recenti assunte in ambito internazionale
in materia di emergenza esterna, in particolare nei paesi confinanti
ove sono in esercizio impianti nucleari.
In aggiunta a ciò, in tempi più recenti è emersa anche
l'esigenza di valutare l'influenza, nella determinazione delle basi
tecniche della pianificazione, dei nuovi fattori di rischio associati
alla persistente situazione di crisi internazionale.
Per sviluppare le necessarie valutazioni di aggiornamento, essendo
i presupposti tecnici riferiti ad impianti in esercizio nei paesi
confinanti, si è ritenuto necessario acquisire informazioni sugli
approcci adottati presso tali paesi. Ulteriori elementi sono stati
altresì acquisiti in tema di basi tecniche per la pianificazione
d'emergenza negli Stati Uniti, anche perchè tale approccio risulta
nella sostanza mutuato dalla Slovenia per la definizione della
pianificazione di emergenza per l'impianto di Krško che, come noto,
è l'impianto tra i più prossimi ai confini nazionali. Elementi
informativi sono stati infine raccolti sull'approccio adottato
dall'Austria.
Il quadro internazionale delineato attraverso la suddetta
ricognizione ha portato a confermare che i presupposti tecnici del
piano nazionale del 1997 risultano in generale in linea con le prassi
oggi adottate negli altri paesi ove sono presenti impianti in
esercizio, ed offrono un buon grado di copertura rispetto a
situazioni incidentali derivanti da guasti con probabilità di
accadimento molto basse.
Tuttavia, in considerazione dell'intento del Dipartimento della
Protezione Civile di estendere le capacità di copertura previste dal
piano nazionale, tenuto altresì conto che la pianificazione di
emergenza rappresenta l'ultimo dei livelli previsti nell'approccio
della difesa in profondità, adottato nella filosofia di sicurezza
delle installazioni nucleari quale protezione a fronte della
componente residua del rischio, i presupposti tecnici sono stati
rivalutati facendo riferimento a situazioni ancor più degradate di
quelle assunte a base del piano del 1997.
Tali situazioni sono state definite in modo tale da costituire un
inviluppo rispetto a quelle utilizzate a riferimento per le
pianificazioni di emergenza nei paesi che ospitano gli impianti
prossimi al confine nazionale. In particolare, le situazioni
considerate sono rappresentative di scenari di riferimento
caratterizzati da un processo di danneggiamento del reattore e da una
perdita della funzione di contenimento. Rispetto a scenari
incidentali di tale natura si è però considerato ragionevole dar
credito ad un'efficacia, quanto meno parziale, delle capacità di
mitigazione esistenti sul sito.
Si deve inoltre considerare che le difese adottate per gli impianti
operanti in altri paesi non sono comunque note nei dettagli, la qual
cosa suggerisce di ampliare lo spettro degli scenari di riferimento.
Detti scenari, sulla base di considerazioni di plausibilità e di
probabilità, verrebbero presumibilmente esclusi per impianti
analoghi installati sul territorio nazionale, per i quali, la
conoscenza puntuale delle relative caratteristiche di sicurezza
sarebbe in ogni caso garantita dallo sviluppo del processo
autorizzativo.

2. PRINCIPALI ELEMENTI DEI PRESUPPOSTI TECNICI PER EVENTI DI
ORIGINE TRANSFRONTALIERA ASSUNTI A BASE DEL PIANO DEL 1997

In questo paragrafo vengono sintetizzati i principali elementi
contenuti nei presupposti tecnici del piano del 1997, che ponevano
l'attenzione esclusivamente su eventi incidentali che traggono
origine all'interno dell'impianto.
Tipologie di scenari incidentali
Per gli scopi della pianificazione di emergenza nazionale in vigore
si ritenne opportuno utilizzare i risultati degli studi di sicurezza
e delle analisi di incidente sviluppati negli anni '80 in ambito
internazionale ai fini della progettazione e dei processi
autorizzativi delle centrali nucleari, anche con l'adozione di
metodologie probabilistiche.
Nell'ambito delle valutazioni delle conseguenze ambientali e
sanitarie, e quindi della predisposizione delle misure di emergenza
necessarie, si ritenne conveniente raggruppare gli scenari risultanti
dagli studi in due classi (A e B), con conseguenze crescenti in
termini di rilascio di radioattività all'ambiente (rispettivamente
da circa 50 a circa 3000 TBq). Ciascuna classe era rappresentativa di
una molteplicità di sequenze incidentali ipotizzabili. In
particolare, ai fini della pianificazione, sono stati scelti scenari
incidentali appartenenti alla classe B, caratterizzati dalla fusione
generalizzata del nocciolo e dalla degradazione dei sistemi di
abbattimento e di contenimento delle sostanze radioattive rilasciate
a seguito dell'incidente; in detti scenari si tiene peraltro conto
degli interventi di recupero ragionevolmente ipotizzabili da parte
del personale d'impianto.
Scenari più gravosi vennero esclusi sulla base della
considerazione che essi potevano ritenersi conseguenti a
fenomenologie dalla caratterizzazione fisica molto incerta o
all'assenza di qualsiasi intervento di recupero, indipendentemente
dai tempi di evoluzione della sequenza, assunzione di per sè molto
cautelativa.
Scenario di riferimento
Le basi tecniche del piano nazionale del 1997 derivano, tra
l'altro, da un lavoro effettuato in collaborazione con l'AGIP
Nucleare e sono documentate anche in un rapporto emesso dal CSNI
dell'OECD/NEA (rif. G), nella parte b (Possible revision of Accident
Sequences According to the Indications of Recent Source Term Studies:
An Example Prepared by ENEA/DISP).
L'approccio che fu sviluppato si basava sulle seguenti
considerazioni:
- le sequenze considerate erano tutte quelle a probabilità più
bassa di quella della fusione del nocciolo di un fattore pari a 5 x
10 (elevato a)-2 (in altri termini si ipotizzava che potessero aver
luogo ulteriori degradazioni successivamente alla fusione del
nocciolo),
- per una gran parte delle sequenze incidentali, i tempi di
evoluzione erano tali da poter considerare anche la possibilità che
il personale operativo potesse mettere in atto provvedimenti
mitigativi, a valle della fusione del nocciolo, tali da cambiare
l'evoluzione successiva dei rilasci,
- sulla base delle evidenze derivanti dall'esperienza operativa,
in particolare dai risultati delle ispezioni periodiche effettuate
sugli impianti, si teneva conto del fatto che potessero essere
presenti, fin da prima dell'innesco dell'incidente, aperture
indesiderate nel contenimento, tali da dare luogo ad un incremento
dei rilasci all'esterno. Nell'ipotesi di presenza di tali aperture,
si è cautelativamente supposto che esse non influenzino l'andamento
delle pressioni ma esclusivamente i rilasci;
- l'intervento dei sistemi di mitigazione consentiva di porre
completamente termine al rilascio.
In generale, il risultato finale dello studio svolto sulla base del
suddetto approccio indica che, a parte i gas nobili, la massima
frazione di rilascio dei prodotti di fissione volatili all'ambiente,
in caso di incidente per reattori di tipo PWR, è dell'ordine di
10(elevato a)-3.
In particolare, i risultati si sono tradotti nel seguente termine
di sorgente, espresso in frazioni di rilascio dell'inventario dei
prodotti di un reattore tipo LWR da 1000 MWe, applicato ai fini della
definizione del piano nazionale di emergenza:

Tabella 1 - Termine di sorgente del piano 1997


Parte di provvedimento in formato grafico


Tali frazioni sono da considerarsi come valori inviluppo e sono
rilasciate con le modalità e la tempistica di seguito indicate. A
tre ore dall'innesco dell'incidente cominciano ad essere rilasciati
dal nocciolo verso il contenimento i gas nobili e gli aerosol. Di
conseguenza inizia anche la dispersione nell'ambiente attraverso le
aperture del contenimento.
La durata dei rilasci al contenimento è di tre ore per iodio e
cesio e di 7 ore per tutti gli altri radionuclidi. A 24 ore
dall'innesco dell'incidente non si hanno ulteriori rilasci di aerosol
all'ambiente, mentre solo dopo 10 giorni termina il rilascio di gas
nobili. Alle suddette frazioni di rilascio corrisponde un'attività
rilasciata all'ambiente di circa 3000 TBq.
Conseguenze radiologiche
Le valutazioni relative agli scenari su descritti, effettuate per
distanze variabili da 100 a 400 km dal punto del rilascio, hanno
evidenziato che:
- nelle prime ore successive al rilascio il contributo principale
alla dose, sia efficace che alla tiroide, è dovuto all'inalazione di
aria contaminata. I radionuclidi che contribuiscono maggiormente alla
dose da inalazione sono alcuni isotopi dello iodio, del tellurio e
del rutenio;
- l'andamento della dose equivalente alla tiroide da inalazione per
le tre classi di età, in funzione della distanza dal punto di
rilascio, è del tipo di quello riportato nella figura che segue,
- i valori più elevati riguardano il gruppo di popolazione dei
bambini, come evidenziato dalla stessa figura,
- si deve tener conto degli intervalli di variabilità nei
parametri che schematizzano i fenomeni (coefficienti utilizzati nei
modelli di diffusione, dati meteorologici etc).
Dose equivalente alla tiroide da inalazione in funzione della
distanza


Parte di provvedimento in formato grafico


Le valutazioni dosimetriche hanno evidenziato che sul territorio
nazionale non vengono raggiunti livelli di dose di riferimento per
l'adozione d'interventi protettivi, raccomandati a livello
internazionale. È stata comunque ravvisata la necessità di attuare
tempestivamente il controllo delle condizioni diffusive e
radiometriche effettivamente esistenti al momento dell'emergenza,
anche al fine di un'eventuale adozione di provvedimenti specifici,
quali il riparo al chiuso o la iodoprofilassi, in presenza di
particolari condizioni meteorologiche locali.
Particolare importanza è stata attribuita anche alle stime
previsionali dell'andamento, nel tempo e sul territorio italiano,
della contaminazione radioattiva e dei conseguenti livelli di dose,
elaborate sulla base sia delle informazioni fornite dallo stato
estero in cui l'evento si è verificato, riguardanti l'entità del
rilascio, sia dei dati radiometrici e delle condizioni diffusive e
meteorologiche in atto.
Per quanto concerne le azioni finalizzate alla riduzione
dell'irradiazione interna conseguente all'ingestione di alimenti
contaminati, i presupposti tecnici a base del piano del 1997 indicano
la necessità di attivare una campagna di controllo radiometrico
della catena alimentare in tutte le aree interessate dal passaggio
della nube, al fine di adottare, sulla base degli esiti delle misure,
gli opportuni provvedimenti restrittivi a carico di determinate
derrate. I presupposti tecnici indicano altresì l'esigenza di
aumentare la frequenza delle misure effettuate dalle reti di
rilevamento della radioattività ambientale, operanti sull'intero
territorio nazionale, al fine di conseguire un completo controllo
della situazione generale.

3. ELEMENTI DI BASE AGGIORNATI


3.1. Generalità
Come indicato in premessa, oggi vi sono nuovi elementi che
suggeriscono l'opportunità di una rivalutazione dei presupposti
tecnici che furono assunti a base del piano in vigore.
Uno dei motivi risiede nell'opportunità di tener conto degli
innumerevoli e sistematici studi che hanno portato negli Stati Uniti
alla definizione di una specifica guida tecnica (NUREG 1465, RG 1.183
del 2000) per i termini di sorgente da utilizzare nella progettazione
e localizzazione degli impianti. I risultati di tali studi sono
sintetizzati nell'allegato.
Bisogna inoltre tener conto del fatto che, negli ultimi anni, sono
state apportate diverse modifiche agli impianti in esercizio che
hanno riguardato:
- la messa a punto di procedure di gestione degli incidenti
sempre più perfezionate,
- l'installazione di nuovi sistemi per fronteggiare eventi
incidentali di tipo «severo»,
- in taluni casi, l'incremento della potenza estratta dal
reattore (ad esempio nel caso del reattore di Krško in Slovenia),
- l'utilizzo di combustibile ad alto bruciamento (più arricchito
in nuclidi fissili, scaricato a circa 60000 MWd/tonn), che consente
di prolungare i cicli di ricarica.
Molte delle innovazioni introdotte sono indirizzate all'incremento
della sicurezza degli impianti, contribuendo pertanto a ridurre
ulteriormente la probabilità di accadimento di sequenze incidentali
di tipo severo che comportano significativi rilasci di radioattività
all'ambiente.
È opportuno soffermarsi sulle ultime due modifiche sopra
descritte, maggiormente indirizzate ad un aumento dell'efficienza
degli impianti, per verificarne le implicazioni sulle previsioni di
rilascio di sostanze radioattive all'ambiente a seguito di eventi
incidentali.
L'incremento della potenza presenta una diretta proporzionalità
con il termine di sorgente, ma rimane sempre limitato a qualche
percento della potenza iniziale.
L'incremento del bruciamento può portare, solo con il nocciolo
all'equilibrio, a limitati incrementi dell'inventario di nocciolo,
principalmente per quanto attiene ai prodotti di attivazione; durante
il periodo di transizione verso l'equilibrio, invece, ci si attende
una lieve riduzione [F]. Nel rif. [T] sono riportati i risultati di
studi effettuati negli Stati Uniti sull'argomento. Detti risultati
confermano una ridotta variazione dell'inventario dei radionuclidi
contenuti nel nocciolo; più in particolare, da tali valutazioni
emerge che, all'aumento del bruciamento (al di sopra dei 60 GWd/MTU),
gli inventari dei prodotti di fissione a vita breve rimangono
costanti o si riducono, mentre gli inventari degli attinidi, meno
importanti per gli eventi in esame, tendono ad aumentare (fattore 1,2
- 1,5). L'entità delle variazioni è comunque tali da rientrare
nelle incertezze dei calcoli e da essere, spesso, coperte dalle
cautele contenute nelle valutazioni quantitative dell'inventario di
riferimento.
In aggiunta a quanto sopra indicato, in relazione alla persistente
situazione di crisi internazionale, caratterizzata da un più elevato
rischio di azioni terroristiche contro obiettivi sensibili, si pone
inoltre l'esigenza di valutare le implicazioni di tali possibili
scenari ai fini della definizione delle basi tecniche per le
pianificazioni di emergenza.
Al riguardo, per quanto attiene alla valutazione delle possibili
conseguenze radiologiche a lunga distanza di eventi severi a centrali
nucleari oltre frontiera, è opportuno tener conto dei risultati di
alcuni studi effettuati dall'ANPA in collaborazione con l'Istituto
Superiore di Sanità [N] e, più di recente, in APAT [M]. Nell'ambito
di tali studi sono state effettuate simulazioni per stimare le
possibili conseguenze sul territorio nazionale di scenari incidentali
catastrofici a carico di impianti prossimi ai confini. In dette
simulazioni viene assunta deterministicamente la perdita completa del
sistema di contenimento e la totale assenza di interventi mitigativi
sull'impianto. Per eventi di questa gravità, nei quali non viene
appunto ipotizzata alcuna mitigazione, i modelli di calcolo
utilizzati per la stima della dispersione atmosferica di contaminanti
e delle conseguenze radiologiche indicano che su aree del territorio
nazionale non precisabili a priori in termini di posizione ed
estensione possono verificarsi condizioni tali da richiedere, quanto
meno, la considerazione di provvedimenti di somministrazione di iodio
stabile e di riparo al chiuso. In particolare, pur nell'ambito delle
incertezze dei calcoli, vengono stimati valori di dose efficace
individuale che si collocano nell'ordine delle decine di mSv.
In scenari di tale gravità, sulla base di dette valutazioni, non
si può inoltre escludere che, in alcune aree più limitate, si
possano superare i livelli inferiori dell'intervallo di dose
evitabile per il quale la detta normativa suggerisce di prendere in
considerazione l'adozione di provvedimenti di evacuazione. Viene
comunque ragionevolmente escluso il raggiungimento di valori di dose
proiettata per cui la normativa nazionale (Allegato XII al D.L.vo.
n.230/1995) ritiene sempre giustificata l'adozione di provvedimenti
di intervento. Tuttavia, come tra l'altro emerge dalla ricognizione
sulle prassi internazionali di seguito riportata, valutazioni di
questo tipo, molto utili a fini conoscitivi, non sono utilizzate per
scelte di pianificazione aventi a riferimento gli intervalli di dose
evitabile citati. Al riguardo va considerata l'opportunità, tenuta
presente a livello internazionale, di modulare comunque l'entità e
l'estensione delle scelte di pianificazione sulla base di
considerazioni di probabilità degli scenari incidentali di
riferimento, pur nel rispetto dei criteri di cautela che discendono
dall'applicazione del principio della difesa in profondità. Inoltre,
l'evacuazione è normalmente contemplata nelle pianificazioni
esclusivamente per aree limitate e prossime agli impianti ed in
condizioni in cui è possibile avere un elevato grado di confidenza
sul reale beneficio dell'intervento, a fronte dei rischi connessi con
lo spostamento di parti di popolazione, nonchè sull'andamento del
rilascio radioattivo e della sua dispersione.

3.2. Il quadro di riferimento internazionale
Nell'ambito della rivalutazione dei presupposti tecnici, come
anticipato in premessa, dovendosi far riferimento ad eventi
incidentali ipotizzabili presso installazioni collocate nei paesi
confinanti (i.e. Francia, Svizzera, Slovenia) e limitrofi (ad es.
Germania), si è ritenuto particolarmente rilevante acquisire
elementi informativi circa le basi tecniche e le predisposizioni di
emergenza adottate in tali paesi e sono stati al riguardo
interpellati gli organismi di controllo dei paesi stessi. È stato
inoltre ulteriormente approfondito l'approccio adottato negli Stati
Uniti, sia in relazione al fatto che esso è nella sostanza mutuato
dalla Slovenia per la pianificazione d'emergenza relativa alla
centrale di Krško, sia per tener conto dei mutamenti occorsi negli
anni recenti per quanto riguarda la definizione dei termini di
sorgente e dei criteri di pianificazione. In tale ricognizione,
particolare attenzione è stata altresì rivolta ad individuare
eventuali aggiornamenti delle basi tecniche delle pianificazioni
d'emergenza introdotti per tener conto dell'attuale situazione di
crisi internazionale, caratterizzata da un aumentato rischio di
azioni terroristiche. Elementi informativi sono stati altresì
acquisiti circa l'approccio adottato dall'Austria che, come è noto,
non ha impianti sul proprio territorio ma risulta esposta al rischio
d'incidenti presso le centrali in esercizio nei paesi confinanti.
Dal riferimento [G] è possibile ricavare la posizione sul termine
di sorgente adottato ai fini della pianificazione dell'emergenza in
vari altri paesi negli anni '90. Tali posizioni non risultano
significativamente mutate.
Nella tabella che segue vengono presentati alcuni dati relativi ad
impianti posti a distanze inferiori a 200 km dai confini nazionali.
Si riporta poi nel seguito una breve sintesi delle principali
informazioni riguardanti le prassi dei paesi confinanti e limitrofi.

TABELLA 2 - DATI SUGLI IMPIANTI NUCLEARI DI POTENZA ESTERI

DISTANZA DAI CONFINI ITALIANI INFERIORE AI 200 KM [U]


Parte di provvedimento in formato grafico


Svizzera
Gli scenari incidentali di riferimento selezionati per la
pianificazione d'emergenza sono così raggruppati [B]:
A. eventi incidentali senza danneggiamento del nocciolo,
B. eventi incidentali con danneggiamento del nocciolo e corretto
funzionamento del contenimento e dei sistemi di filtrazione,
C. eventi incidentali con danneggiamento del nocciolo e
considerando un incorretto funzionamento del contenimento.
I termini di sorgente associati ai suddetti scenari sono presentati
nella seguente tabella.
Le zone delineate intorno all'impianto ai fini della pianificazione
di emergenza sono così suddivise [B]:
zona 1 - area di raggio di circa 3 - 5 chilometri,
zona 2 - area di raggio di circa 20 chilometri,
zona 3 - resto del Paese.

Tabella 3 - Termini di sorgente adottati in Svizzera per i diversi
scenari considerati


Parte di provvedimento in formato grafico


Con riferimento agli eventi di tipo C) viene assunto un termine di
sorgente, per i radionuclidi guida (Iodio e Cesio), di 1000 TBq,
quindi di ordine di grandezza analogo a quanto assunto negli attuali
presupposti tecnici del piano di emergenza nazionale.
Per la zona 3, quella cioè di livello nazionale, l'Autorità di
Controllo ha indicato che «non sono con tutta probabilità richieste
misure di protezione civile durante il passaggio della nube.
Ciononostante, qualora la tipologia dell'evento fosse tale da
richiedere l'adozione di contromisure a più ampio raggio, esse
verrebbero ordinate, dalle strutture competenti dell'organizzazione
di emergenza, senza necessità di piani preventivi dettagliati».
In Svizzera non sono state identificate specifiche zone del
territorio d'interesse per la pianificazione di emergenza a fronte di
incidenti transfrontalieri [B].
Dopo l'11 settembre 2001, le autorità svizzere hanno svolto una
rivalutazione delle esistenti misure di protezione. La rivalutazione
ha portato a concludere che le centrali svizzere godono di un elevato
livello di protezione contro eventi di caduta d'aereo e di
sabotaggio. Sulla base di tali conclusioni i piani di emergenza
esterni non sono stati aggiornati.
Francia
I rilasci di prodotti di fissione all'atmosfera, associabili ad
ipotetici scenari incidentali da considerare a riferimento per le
pianificazioni di emergenza esterna, sono divisi in tre categorie
differenti S1, S2, S3, caratterizzate da un diverso comportamento del
sistema di contenimento [Z]:
- S1 corrisponde ad incidenti severi con rottura precoce del
sistema di contenimento (alcune ore). Tali incidenti risultano però
difficilmente rappresentabili dal punto di vista fenomenologico,
quindi per essi non è richiesta una pianificazione a priori,
- S2 corrisponde ad incidenti severi con perdita differita (almeno
un giorno) del contenimento, causata da una sovrapressione interna o
dalla presenza di un'apertura esistente già prima dell'evento
incidentale. Tuttavia, attraverso l'adozione di misure destinate a
potenziare la resistenza del contenimento, i rilasci possono essere
ricondotti a quelli della categoria S3;
- S3 corrisponde a rilasci indiretti dal contenimento, dovuti ad
esempio ad una perforazione dello stesso nella parte bassa, causata
dal materiale fuso del nocciolo dopo un giorno dall'innesco
dell'incidente. Viene quindi assunto che il contenimento trattenga
gran parte dei prodotti di fissione e che il suolo agisca poi da
filtro per tutti i contaminanti radioattivi, ad eccezione dei gas
nobili.

Tabella 4 - Termini di sorgente adottati in Francia per le diverse
categorie di incidente



-------------------------------------------------------------
Frazioni dell'inventario di nocciolo
-------------------------------------------------------------
Gas Nobili Iodio Cesio Stronzio
Organico non organico
--------------------------------------------------------------------
S1 80 0.6 60 40 5
--------------------------------------------------------------------
S2 75 0.55 2.7 5.5 0.6
--------------------------------------------------------------------
S3 75 0.55 0.31 0.35 0.04
--------------------------------------------------------------------



Naturalmente la probabilità di accadimento decrescente da S3 a S1.
Per i piani di emergenza è assunto come presupposto tecnico il
termine di sorgente S3.
Documenti più recenti [H] hanno consentito di meglio precisare i
presupposti tecnici attualmente in vigore, che si riferiscono alla
pianificazione locale. Non risulta che siano state predisposte
pianificazioni nazionali analoghe a quella in vigore in Italia.
Esistono invece piani nazionali definiti «secret-classified»,
indirizzati alla difesa da eventi derivanti da azioni terroristiche.
L'evento dimensionante il Piano di Emergenza locale è così
caratterizzato:
- una perdita rilevante di refrigerante primario,
- che ha luogo prima della ricarica,
- con sistemi di refrigerazione di emergenza e spruzzatori del
contenimento indisponibili,
- in presenza di una perdita dal contenitore primario dello 0,3%
(1),

(1) Anche se non specificato nel rendimento citato trattasi di
frazioni del volume libero del contenimento rilasciate
giornalmente

- senza assunzione della ritenzione dei prodotti di fissione nel
sistema di refrigerazione primario,
- assumendo l'utilizzo dei filtri a sabbia, in grado di
trattenere il 90% dei prodotti di fissione tranne lo iodio organico
ed i gas nobili, a partire dalla 24(elevato a)a ora.
Il termine di sorgente, espresso in frazioni dell'inventario di
nocciolo, risulta quindi essere quello corrispondente all'ipotesi S3
sopra illustrata.

Tabella 5 - Frazioni di rilascio per la condizione incidentale S3



-----------------------------------------------------
Famiglie di Frazioni dell'inventario di
radionuclidi nocciolo %
-----------------------------------------------------
Gas nobili 75
-----------------------------------------------------
Alogeni 0,86
-----------------------------------------------------
Cesio 0,35
-----------------------------------------------------
Tellurio 0,35
-----------------------------------------------------
Stronzio 0,04
-----------------------------------------------------
Rutenio 0,03
-----------------------------------------------------
Lantanidi 0,005
-----------------------------------------------------
Attinidi 0,005
-----------------------------------------------------



Ai fini della valutazione delle conseguenze radiologiche
all'esterno viene ipotizzato il rilascio al suolo con velocità del
vento di 5 m/s, in condizioni di diffusione normali, senza pioggia.
Non si tiene inoltre conto delle eventuali contromisure adottate per
la protezione della popolazione (riparo al chiuso, evacuazione).
La pianificazione d'emergenza riguarda le misure che devono essere
prese nelle prime 24 ore; più in particolare, sono distinte due
fasi: una pronta (relativa alle prime sei ore) ed un'altra per la
quale è richiesto un certo livello di analisi e concertazione da
parte dei soggetti preposti. Le aree interessate dalle contromisure
sono costituite da zone circolari nell'intorno dell'impianto,
caratterizzate dai raggi e dalle misure protettive che seguono:
- riparo al chiuso (applicato alla fase pronta): 2 km
- riparo al chiuso (ove necessario nella fase successiva): 10 km
- evacuazione (prevista solo nella seconda fase): 5 km
- predistribuzione dello iodio: 10 km.
La comunicazione in riferimento [H] chiarisce, inoltre, che dopo
gli eventi terroristici dell'undici settembre 2001 sono stati avviati
studi, in particolare finalizzati a valutare le conseguenze di un
evento di caduta d'aereo, classificati come segreto di Stato. Questi
studi non condurranno tuttavia ad una variazione dei piani di
emergenza esterna degli impianti nucleari, poichè essi non sono
indirizzati alla gestione delle possibili conseguenze derivanti da
eventi di tale natura.
Esistono, come già accennato, piani dedicati alla protezione da
attacchi terroristici (Vi sono piani indirizzati alla prevenzione
(Vigipirate), altri indirizzati alla mitigazione delle conseguenze
radiologiche (Piratom) di attacchi terroristici), che sono tuttavia
classificati. I diversi piani, indirizzati a rischi differenti, sono
predisposti per poter essere usati contemporaneamente da più
autorità.
Stati Uniti
Negli Stati Uniti la pianificazione di emergenza esterna si pone
l'obiettivo di predisporre una serie d'interventi la cui adozione
permetta di limitare l'esposizione alle radiazioni della popolazione
a fronte di un ampio spettro di eventi incidentali, che possono
originare dosi superiori ai livelli d'intervento stabiliti dalle
linee guida dell'Environmental Protection Agency - EPA (10 mSv dose
efficace, 50 mSv dose alla tiroide).
Per la definizione delle basi tecniche della panificazione
l'approccio non si basa sulla selezione di una singola sequenza
incidentale ma sulla definizione di parametri inviluppo, derivanti
dallo studio delle possibili conseguenze e delle caratteristiche del
rilascio all'ambiente per un ampio spettro di sequenze incidentali,
indipendentemente dal livello di probabilità [Q].
Tale approccio ha portato alla individuazione di due aree intorno
agli impianti, definite Emergency Planning Zones (EPZ), la prima di
raggio pari a 10 miglia, la seconda di raggio pari a 50 miglia, nelle
quali procedere alla pianificazione di interventi urgenti finalizzati
al controllo delle dosi associate rispettivamente al passaggio della
nube radioattiva rilasciata (irraggiamento ed inalazione) o alla
possibile ingestione di alimenti contaminati.
Va notato che i criteri alla base della determinazione
dell'estensione delle zone all'interno delle quali pianificare le
contromisure di emergenza sono determinati anche alla luce di
considerazioni relative alla probabilità di accadimento degli
scenari incidentali ed alle relative conseguenze. La distanza di 10
miglia per la prima zona d'emergenza risulta essere quella oltre la
quale non si prevede di eccedere i livelli delle Protective Actions
Guidelines (PAGs) dell'EPA per incidenti base di progetto e per
incidenti di fusione nocciolo meno gravosi (sostanzialmente quelli
per i quali si dà credito alla funzione di contenimento). Essa è
altresì quella oltre la quale, nel caso d'incidenti severi più
gravi (quelli ad esempio meno probabili per i quali si considera
un'eventuale indisponibilità della funzione di contenimento), è
possibile ottenere una drastica riduzione di effetti deterministici,
mediante l'adozione di contromisure urgenti di evacuazione
all'interno della zona stessa.
Tale approccio consente di sviluppare una pianificazione di
dettaglio per le due zone di emergenza, che costituisce comunque
strumenti utili per adottare eventuali contromisure anche al di là
delle zone stesse, nel caso di eventi particolarmente gravi.
In sintesi, si può affermare che l'approccio adottato negli Stati
Uniti prevede la considerazione di un ampio spettro di eventi
incidentali, modulata comunque sulla base di considerazioni
probabilistiche. In altri termini, situazioni incidentali
particolarmente gravose (ad esempio incidenti di fusione del nocciolo
e fallimento del sistema di contenimento) vengono considerate, ma,
alla luce delle loro bassa probabilità di accadimento, contromisure
urgenti (ad es. evacuazione) vengono definite in sede di
pianificazione, entro il raggio delle 10 miglia intorno all'impianto,
essenzialmente con l'obiettivo di minimizzare per tali eventi effetti
acuti sulla popolazione.
Questo approccio, definito nell'ambito del riferimento [K] per gli
impianti nucleari in esercizio, ha trovato successivamente conferma
anche in successive posizioni dell' Ente di Controllo degli Stati
Uniti (Nuclear Regulatory Commission - NRC), relativamente ad
impianti di nuova generazione [S].
Si ritiene inoltre d'interesse citare alcune pubbliche posizioni
della stessa NRC in relazione alla difesa degli impianti a seguito
degli eventi del 11 settembre 2001 [D]. Le azioni richieste agli
esercenti dall'NRC, a valle degli attentati, hanno riguardato in
particolare il rafforzamento delle misure di protezione fisica.
Sul piano della preparazione per l'emergenza sono stati richiesti
agli esercenti provvedimenti intesi essenzialmente a migliorare la
capacità di risposta in caso di esplosioni o incendi. Recentemente,
con un bollettino emesso nel Luglio 2005, l'NRC ha espressamente
richiesto agli esercenti informazioni sulle modalità con le quali
eventi di origine dolosa sono stati inseriti tra le categorie di
emergenze previste dalla pianificazione interna.
L'NRC non ritiene probabile che attacchi terroristici, incluso
l'attacco aereo, possano dar luogo a rilasci all'ambiente tali da
produrre effetti importanti sulla salute della popolazione - e
comunque superiori rispetto a quelli già assunti a riferimento per i
piani di emergenza in atto - sulla base delle seguenti
caratteristiche intrinseche degli impianti:
- essi sono tra le strutture industriali più robuste, in grado
di resistere anche ad eventi estremi quali uragani, tornado e
terremoti;
- hanno sistemi di sicurezza ridondanti e sono eserciti da
personale ben addestrato;
- sono dotati di barriere multiple per proteggere il reattore e
per prevenire o minimizzare i rilasci all'esterno:
- sono predisposte strategie di mitigazione e misure specifiche
atte a ridurre la probabilità di danno al nocciolo del reattore ed
il conseguente rilascio di radioattività all'ambiente esterno;
- è da ritenersi improbabile che si verifichino significativi
rilasci di radioattività a seguito di un attacco terroristico alle
piscine di combustibile.
Sulla base delle valutazioni di sicurezza e di protezione fisica
condotte, l'NRC non ha pertanto ritenuto di modificare le basi
tecniche delle attuali pianificazioni d'emergenza.
Slovenia
Dal riferimento [I] è stato possibile chiarire come nella
Repubblica Slovena vi siano Piani di emergenza Locali, Regionali e
Nazionali, questi ultimi indirizzati anche a far fronte ad incidenti
che si originano nei paesi confinanti.
I presupposti tecnici dei diversi piani non fanno riferimento a
singole sequenze incidentali, ma a cosiddette «categorie di
emergenza» che raggruppano diverse sequenze. La più gravosa di dette
categorie considera diversi possibili livelli di danneggiamento del
combustibile e del contenimento, assumendo nel caso peggiore che
abbia luogo la fusione del nocciolo ed il fallimento della funzione
di contenimento.
Per tale scenario estremo la pianificazione prevede la
predisposizione di mezzi per attuare una evacuazione fino ad una
distanza di 10 km. Detto provvedimento non è tuttavia dettato da
specifiche ipotesi di rilascio all'ambiente e da stime puntuali delle
relative conseguenze, ma piuttosto deriva da una trasposizione
dell'approccio americano che, come detto, richiede di individuare
deterministicamente un'area di evacuazione che si estende fino a 10
miglia. L'obiettivo primario è quello di prevenire entro tale
distanza l'insorgenza di eventuali effetti deterministici a seguito
delle sequenze incidentali più gravose.
I risultati dello studio probabilistico di sicurezza di livello 2
indicano comunque che l'insieme delle sequenze che possono dar luogo
a significativi rilasci di radioattività all'ambiente corrisponde ad
una piccola percentuale del totale delle sequenze incidentali con
fusione nocciolo (circa il 3%). Da tali studi emerge, ad esempio, che
nel caso di tali sequenze e con riferimento ai radionuclidi dello
Iodio, possono essere rilasciate (con una probabilità dell'ordine di
3 x 10(elevato a)-6 eventi/anno) frazioni dell'inventario del
nocciolo dell'ordine del 30 %.
Tali scenari, pur se non assunti a riferimento per la
pianificazione di emergenza in vigore, vengono tuttavia considerati
nell'ambito delle attività di valutazione a supporto del processo
decisionale che vengono svolte dall'autorità di sicurezza in
situazioni di reale emergenza. Nella tabella che segue sono indicate
le ipotesi di termine di sorgente adottate per dette valutazioni
dall'autorità di controllo slovena. Tali ipotesi sono mutuate
essenzialmente dal riferimento AIEA [L].

Tabella 6 - Condizioni incidentali considerate in Slovenia per la
valutazione delle emergenze


Parte di provvedimento in formato grafico


L'autorità di controllo slovena ha inoltre confermato che, dopo
l'evento del 11 settembre 2001 la pianificazione di emergenza non è
stata aggiornata per prendere in considerazione scenari indotti da
atti terroristici, a fronte dei quali sono state invece rafforzate le
misure di protezione fisica della centrale.
Germania
In Germania, è stato istituito un "Integrated Measurement and
Information System", con caratteristiche di flessibilità tali da
coprire tutte le tipologie di incidenti in impianti nucleari [P].
Detto sistema, con l'ausilio di esperti, consente di stimare la
probabilità e l'entità dei rilasci conseguenti agli incidenti.
Grazie alla flessibilità del sistema, non si è ritenuto di
apportare cambiamenti successivamente agli eventi terroristici del
settembre 2001.
Risulta infine che gli studi svolti in quel paese [E] hanno portato
alla conclusione che, per le potenze tipiche degli impianti nucleari
esistenti, non ci si deve aspettare che possano essere richiesti
interventi di riparo al chiuso per distanze superiori a 300 km anche
nel caso estremo di rilascio dell'intero inventario del nocciolo
all'ambiente.
Le stesse valutazioni concludono altresì che, per rilasci
conseguenti a scenari analoghi a quelli assunti a riferimento nel
presente studio, a distanze superiori a 100 km non vengono superati
valori di dose efficace (integrata in 7 giorni) pari a 10 mSv,
riferiti alla popolazione adulta.
Austria
Da quanto riportato nel rapporto austriaco relativo alla
Convenzione sulla Sicurezza Nucleare, il piano di emergenza adottato
in Austria si basa su di un termine di sorgente generico applicato
alle centrali collocate in prossimità dei confini. Tale termine di
sorgente fa riferimento ad un rilascio massimo ipotizzabile.
Per quanto concerne le possibili conseguenze radiologiche e le
associate contromisure, la pianificazione prevede 5 livelli per tutte
le tipologie di emergenze radiologiche, rapportati alle possibili
dosi (da 0,5 a 250 mSv); a fronte di ciascuno di detti livelli sono
identificate le possibili contromisure.
L'evacuazione non risulta comunque contemplata tra le misure
urgenti oggetto di pianificazione, in quanto non necessaria. Ciò è
stato confermato dalle valutazioni condotte da un gruppo di lavoro
misto Ceco-Austriaco sulle possibili conseguenze di eventi
incidentali di tipo "severo" a carico dell'impianto di Temelin (a 50
km dai confini).
Sono comunque disponibili presso le autorità preposte alla
gestione delle emergenze modelli previsionali, atti a valutare le
conseguenze di eventi incidentali che dovessero verificarsi negli
impianti dei paesi limitrofi, anche sulla base di dati ed
informazioni forniti dai paesi stessi nell'ambito di specifici
accordi.
L'Austria ha comunque dichiarato di voler procedere ad un
adeguamento della pianificazione sulla base di un termine di sorgente
più realistico, che tenga conto della probabilità degli eventi,
così come risultante dai moderni studi probabilistici di sicurezza.

3.3. Considerazioni ai fini della rivalutazione dei presupposti
tecnici
In sintesi, la ricognizione effettuata sugli approcci adottati a
livello internazionale sopra esposta, ed in particolare dai paesi
confinanti con impianti in esercizio, ha confermato come:
- le pianificazioni di emergenza assumano quali basi tecniche di
riferimento scenari incidentali caratterizzati da una fusione del
nocciolo, con parziale degradazione della funzione di contenimento;
- nei casi in cui si prenda a riferimento uno spettro di scenari
incidentali comprendente anche situazioni più degradate, le misure
protettive urgenti più impegnative (ad es. evacuazione) vengono
pianificate in zone comunque prossime all'installazione, sulla base
di considerazioni probabilistiche;
- in tutti casi si prevede la predisposizione di appropriate
capacità di monitoraggio e di valutazione del reale andamento
dell'evento incidentale in modo da tarare conseguentemente gli
effettivi interventi protettivi da attuare.
Nella tabella di seguito è riportato un quadro delle frazioni di
rilascio assunte nelle pianificazioni esterne dei paesi confinanti, a
confronto con quanto assunto per il piano nazionale in vigore in
Italia.

Tabella 7 - Confronto tra i termini di sorgente utilizzati i paesi
limitrofi e quello alla base del piano nazionale 1997


Parte di provvedimento in formato grafico


Dalla tabella si può notare che il termine di sorgente assunto nel
piano nazionale in vigore risulta inferiore esclusivamente a quello
assunto in Francia, di circa un fattore 10 per gas nobili, alogeni e
metalli alcalini.
La differenza evidenziata non risulta comunque determinante ai fini
della scelta delle contromisure da prevedere a lunga distanza in sede
di pianificazione, come sarà evidenziato dai risultati delle
valutazioni condotte per l'aggiornamento dei presupposti tecnici,
oggetto del presente documento.
Dalla ricognizione è altresì emerso che in relazione alla crisi
internazionale in atto, caratterizzata dall'aumentato rischio di
possibili azioni terroristiche contro gli impianti, in generale le
azioni adottate sono state indirizzate a rafforzare le misure
preventive di protezione fisica, potenziando eventualmente le
capacità di risposta all'emergenza di sito, senza però rivedere le
basi tecniche per le pianificazioni di emergenza esterna.
Le valutazioni condotte nell'ambito dei piani di difesa civile sono
state dichiarate a carattere riservato ed esulano dagli obiettivi di
questa rivalutazione dei presupposti tecnici.
In relazione ad eventi d'area particolarmente gravosi, indotti
dall'esterno - ad esempio la caduta intenzionale di un aereo civile -
diversificate appaiono allo stato le motivazioni che nei diversi
paesi hanno portato ad escludere la necessità di rivalutare a fronte
di tali eventi le basi tecniche delle panificazioni di emergenza
esterna. Al riguardo le motivazioni addotte si riferiscono
principalmente al rafforzamento delle misure di prevenzione, alla
bassa probabilità dell'evento, connessa con la difficile
manovrabilità del velivolo e, più in generale, al rafforzamento
delle misure di controllo sul traffico aereo, nonchè con la elevata
resistenza delle strutture di una centrale nucleare. Restano peraltro
in corso (ad esempio negli Stati Uniti ed in Francia) studi ed
approfondimenti per la valutazione dei possibili effetti di tali
eventi.
Un aspetto importante che, comunque, in generale viene evidenziato
riguarda la disponibilità presso le installazioni di elevate
capacità di mitigazione (sistemi ridondanti e separati, barriere
multiple, procedure di emergenza); tale disponibilità rende molto
improbabile che eventi indotti dall'esterno possano determinare
danneggiamenti estesi del nocciolo del reattore, e pertanto indurre
eventi più gravosi di quelli attualmente assunti a base delle
pianificazioni d'emergenza.
Il quadro internazionale delineato porta a confermare che i
presupposti tecnici del piano nazionale in vigore risultano in
generale in linea con le prassi oggi adottate negli altri paesi ove
sono presenti impianti in esercizio, ed offrono un buon grado di
copertura rispetto a situazioni incidentali derivanti da guasti con
probabilità di accadimento molto basse.
Tuttavia, tenuto conto del fatto che la pianificazione di emergenza
rappresenta l'ultimo dei livelli previsti nell'approccio della difesa
in profondità, adottato nella filosofia di sicurezza delle
installazioni nucleari quale protezione a fronte della componente
residua del rischio, in considerazione altresì dell'intento del
Dipartimento della protezione civile di estendere le capacità di
copertura previste dal piano nazionale, si ritiene ad oggi opportuno
effettuare una rivalutazione dei presupposti tecnici, facendo
riferimento a situazioni inviluppo rispetto a quelle utilizzate nei
paesi che ospitano gli impianti prossimi al confine nazionale. Tale
rivalutazione dovrebbe inviluppare efficacemente scenari di
riferimento caratterizzati da un processo di danneggiamento del
reattore e da una perdita della funzione di contenimento. Rispetto a
tali scenari incidentali è però da ritenersi ragionevole dar
credito ad un'efficacia, quanto meno parziale, delle capacità di
mitigazione esistenti sul sito.
In sintesi, sulla base delle suddette considerazioni si ritiene
quindi di dover assumere un termine di sorgente avente le seguenti
caratteristiche:
- inviluppi i termini di sorgente assunti per le pianificazioni
d'emergenza nei paesi confinanti con impianti nucleari nel loro
territorio, - sia rappresentativo di situazioni incidentali
originatisi nell'impianto, di massima gravità, comportanti la totale
fusione del nocciolo, nel corso delle quali si può realisticamente
contare sulla disponibilità, almeno parziale, dei sistemi di
abbattimento e di contenimento dei rilasci,
- sia rappresentativo di situazioni incidentali indotte
dall'esterno, tali da determinare un danneggiamento del sistema di
contenimento, rispetto alle quali peraltro si possa dar credito
all'attuazione di interventi mitigativi di tipo sintomatico,
finalizzati a contenere il danneggiamento delle barriere del reattore
deputate a limitare i rilasci di radioattività all'ambiente (es.:
iniezione e spruzzamento di acqua, estinzione incendi); anche se le
sequenze di tal tipo e gli associati interventi mitigativi non sono
individuabili in maniera sistematica per i fattori d'incertezza che
ne caratterizzano l'evoluzione, la suddetta assunzione appare
ragionevole, data la disponibilità sugli impianti di numerosi
sistemi mitigativi, la disponibilità di procedure che coprono
spettri di situazioni estremamente ampi nonchè la preparazione
richiesta al personale.

3.4. Termine di sorgente e scenari incidentali
Più in particolare, il nuovo termine di sorgente, espresso in
termini di frazioni d'inventario rilasciate all'ambiente, viene
costruito sulla base degli elementi contenuti nella seguente tabella,
nella quale sono considerati i seguenti scenari:
a. Evento di totale fusione del nocciolo, perforazione del vessel e
sistema di contenimento parzialmente degradato (si assume un tasso di
perdita dal contenimento pari a tre volte quello di progetto); questo
evento viene considerato l'inviluppo degli scenari di incidente
severo, che possono originarsi all'interno dell'impianto, con
parziale degradazione della funzione di contenimento ed abbattimento
dei prodotti di fissione;
b. Evento di perdita del sistema di contenimento e di danno al
nocciolo del reattore fino al rilascio di tutto il contenuto dei
prodotti di fissione che si raccolgono nell'intercapedine delle
guaine degli elementi di combustibile («gap»); questo evento
presuppone che in presenza di un cedimento del contenimento e di
danni ulteriori a carico degli altri sistemi d'impianto, il personale
riesca ad intraprendere, con successo, azioni intese ad arrestare il
processo di fusione del nocciolo nella fase di surriscaldamento
generalizzato;
c. Evento di perdita del sistema di contenimento, totale fusione
del nocciolo, perforazione del vessel, parziale abbattimento dei
rilasci (Si adotta un fattore moltiplicativo 1 per ottenere il
rilascio dei gas nobili, che pertanto si assume vengano totalmente
trasferiti all'atmosfera, un fattore 0,1 per tener conto
dell'abbattimento degli altri isotopi prima del rilascio
all'atmosfera); questo evento è rappresentativo di quella classe di
eventi in cui si assume che il contenimento sia distrutto, il
processo di fusione del reattore abbia luogo in modo inarrestabile,
ma il personale di impianto riesca a mettere in atto azioni di
abbattimento dei rilasci (es.: allagamento della cavità e/o continuo
spruzzamento di acqua nel contenitore danneggiato).
Va evidenziato che, con l'adozione di un termine di sorgente di
tale entità, le basi tecniche della pianificazione nazionale
verrebbero ad assumere a riferimento un evento classificato nella
classe 7 della scala INES dell' AIEA.
Data la tipologia degli impianti presenti in prossimità del
confine nazionale, ed in analogia a quanto assunto nei Presupposti
Tecnici del Piano Nazionale del 1995, si è considerato un impianto
di tipo ad acqua in pressione.


Parte di provvedimento in formato grafico


Le suddette frazioni, applicate ad un impianto tipo PWR della
potenza di 1000 Mwe portano a rilasci all'ambiente, espressi in TBq,
i cui ordini di grandezza sono riportati nella seguente tabella, per
alcuni radionuclidi
Tabella 9 - Applicazione delle frazioni di rilascio inviluppo ad un
impianto PWR di 1000 MWe



------------------------------------------
Isotopi Rilasci (TBq)
------------------------------------------
Kr 85 m 10(elevato a)6
Kr 85 10(elevato a)4
Sr 89 5x10(elevato a)4
Sr-90 10(elevato a)3
Te 132 10(elevato a)5
I 131 10(elevato a)5
Xe 133 5 x 10(elevato a)6
Xe 135 10(elevato a)6
Xe 138 5 x 10(elevato a)6
Cs 134 - 137 5 x 10(elevato a)4
Ce 144 10(elevato a)3



In analogia con le ipotesi dei presupposti tecnici assunti a base
del piano in vigore, si considera un rilascio al suolo della durata
di qualche ora.

3.5. Stima delle conseguenze radiologiche
Assumendo il termine di sorgente sopra definito sono state
effettuate alcune simulazioni sulla dispersione in atmosfera, a
grandi distanze, dei radionuclidi rilasciati, prendendo a riferimento
due impianti particolarmente prossimi ai confini nazionali: Krško
(Slovenia) e di St Alban (Francia). La scelta di queste due centrali
ai fini delle stime condotte in questo studio deriva esclusivamente
dalla loro posizione in termini di maggior vicinanza al territorio
italiano, di caratteristiche orografiche del territorio interposto,
di direzione dei venti dominanti etc. rispetto ad altre installazioni
e non implica alcuna valutazione di merito sul loro livello di
sicurezza.
Per le simulazioni è stato utilizzato il codice Apollo del sistema
ARIES (Accidental Release Impact Evaluation System), che rappresenta
il sistema di calcolo adottato a livello nazionale per la valutazione
della dispersione atmosferica a lunga distanza di inquinanti stabili
o con decadimento rilasciati da sorgenti puntiformi. Il sistema è
operativo presso il Centro di Emergenza dell'APAT. ARIES è stato
utilizzato ipotizzando condizioni meteorologiche particolarmente
sfavorevoli, individuate sulla base di effettive situazioni
atmosferiche verificatesi nell'arco di qualche anno.
In particolare, i parametri di rilascio utilizzati nelle
simulazioni sono stati così caratterizzati:
Forma fisica: si distinguono diverse classi di radionuclidi, in
funzione del relativo comportamento:
- Gas nobili
- Alogeni
- Metalli Alcalini
- Gruppo del Tellurio
- Bario e Stronzio
- Metalli Nobili
- Gruppo del Cerio
- Lantanidi
Forma chimica: le forme chimiche considerate negli studi sono molto
varie e ripercorrono gli scenari più probabili.
Entità del rilascio: il rilascio all'ambiente è rappresentato
dalla frazione di inventario dei radionuclidi contenuti nel nocciolo
allo spegnimento del reattore. Sono stati assunti i seguenti valori.
Tabella 10 - Frazioni di rilascio per i gruppi di radionuclidi,
utilizzate nelle valutazioni



--------------------------------------------
Isotopi Frazioni di rilascio
--------------------------------------------
Gas nobili 1
Alogeni 0,075
Metalli Alcalini 0,075
Gruppo del Tellurio 0,0305
Bario e Stronzio 0,012
Metalli Nobili 0,0005
Gruppo del Cerio 0,00055
Lantanidi 0,00052



Dette simulazioni sono state effettuate ipotizzando il rilascio dei
seguenti radionuclidi, individuati come più rilevanti ai fini della
valutazione delle dosi sulla base degli inventari pesati con i
fattori di dose relativi ai gruppi più esposti della popolazione:
- Iodio 131 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)17 Bq)
- Stronzio 90 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)15 Bq),
- Cesio 134 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)16 Bq),
- Tellurio 132 ( (quasi uguale a) 10(elevato a)17 Bq), Cerio 144
( (quasi uguale a) 10(elevato a)15 Bq).
Altezza del rilascio: rilascio al suolo
L'energia associata al rilascio si considera relativamente modesta
e tale da non influenzare le concentrazioni al suolo dei vari
radionuclidi rispetto al rilascio a quota campagna.
Tempo di rilascio: due ore.
Al fine di dare un'immagine visiva degli andamenti risultanti dalle
simulazioni
effettuate con il codice ARIES, nelle Figg. 1 e 2 vengono mostrate,
a scopo esemplificativo, le distribuzioni territoriali delle dosi da
inalazione per il gruppo di popolazione dei bambini, riferite per i
due casi allo Iodio 131.
I risultati ottenuti sono riportati in maggior dettaglio nelle
Tabelle 11 e 12 che seguono.
In particolare:
- i valori di dose sono riferiti all'esposizione da inalazione
nelle 48 h successive all'evento, in quanto i calcoli effettuati
hanno mostrato che il contributo alla dose di tale via di esposizione
risulta preponderante. Il contributo delle vie di esposizione da
irraggiamento nube e da irraggiamento dal suolo è evidenziato, per i
due casi assunti a riferimento, nelle tabelle 13 e 14.
- calcoli effettuati per tempi più lunghi (5 giorni, 7 giorni)
non hanno mostrato incrementi significativi rispetto alle dosi
valutate per 48 h.
- i radionuclidi che contribuiscono maggiormente alla dose sono
lo I 131 e, per un fattore 10 più basso, il Tellurio 132, mentre i
contributi degli altri radionuclidi risultano trascurabili.
- i valori di deposizione al suolo, fino a 10(elevato a)6 Bq/mq,
sono tali da non far prevedere nelle prime 48 h contributi
significativi alla dose dall' irraggiamento diretto dal suolo. Le
dosi da irraggiamento dal suolo sono, naturalmente, destinate a
crescere successivamente alle 48 h, ma non risultano essere tali da
poter variare l'ordine di grandezza delle dosi efficaci; ciò pur
assumendo che la deposizione rimanga invariata e che i tempi di
esposizione siano dell'ordine del mese. La deposizione al suolo è
certamente degna di attenzione ai fini dei controlli radiometrici di
medio - lungo termine da effettuarsi sulle matrici alimentari ed
ambientali.
- L'andamento temporale della dispersione atmosferica e delle
conseguenze radiologiche associate dipende dalle reali condizioni
atmosferiche e dalle modalità di rilascio. A titolo indicativo si
riportano nelle figure 3 e 4, gli andamenti stimati, per lo Iodio
131, per i casi assunti a riferimento per il presente studio.
Esempi di risultati ottenuti dalle simulazioni con il codice ARIES
effettuate applicando il termine di sorgente inviluppo all'impianto
di Krško (Slovenia).

Fig.1a Andamento delle dosi efficaci da inalazione di Iodio 131,
per il gruppo di popolazione dei bambini, a 48 ore dall'inizio del
rilascio


Parte di provvedimento in formato grafico


Fig.1b Andamento delle dosi equivalenti alla tiroide da inalazione
di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini, a 48 ore
dall'inizio del rilascio


Parte di provvedimento in formato grafico


Esempi di risultati ottenuti dalle simulazioni effettuate con il
codice ARIES applicando il termine di sorgente inviluppo all'impianto
di S. Alban (Francia).
Fig. 2a Andamento delle dosi efficaci da inalazione di Iodio 131,
per il gruppo di popolazione dei bambini, a 48 ore dall'inizio del
rilascio.


Parte di provvedimento in formato grafico


Fig. 2b Andamento delle dosi equivalenti alla tiroide da inalazione
di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini, a 48 ore
dall'inizio del rilascio


Parte di provvedimento in formato grafico


Fig. 3a
Andamento della concentrazione integrata in aria di Iodio 131 in
funzione del tempo.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di S. Alban - Valori massimi stimati per il territorio
italiano.


Parte di provvedimento in formato grafico


Figura 3b
Andamento della concentrazione integrata in aria di Iodio 131 in
funzione del tempo.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di Krško - Valori massimi stimati per il territorio
italiano.


Parte di provvedimento in formato grafico


Figura 4a
Andamento temporale della dose equivalente alla tiroide, da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di S. Alban - Valori massimi stimati per il territorio
italiano


Parte di provvedimento in formato grafico


Figura 4b
Andamento temporale della dose equivalente alla tiroide, da
inalazione di Iodio 131, per il gruppo di popolazione dei bambini.
Analisi effettuate con il termine di sorgente inviluppo applicato
alla Centrale di Krško - Valori massimi stimati per il territorio
italiano


Parte di provvedimento in formato grafico


Tab. 11


Parte di provvedimento in formato grafico


Tab. 12


Parte di provvedimento in formato grafico


Dalle tabelle 11 e 12 emerge che le dosi derivanti dallo Iodio
sono significativamente superiori a quelle degli altri radionuclidi.
I valori di deposizione al suolo, se confrontati con le
contaminazioni superficiali che possono dar luogo a dosi
significative (ved ad es. Manuale Operativo CEVaD), evidenziano come
non ci si debbano aspettare contributi dominanti alla dose da questa
fonte di esposizione.

Tabella 13 - Analisi effettuate con il termine di sorgente
inviluppo applicato alla Centrale di St. Alban - Contributi alla dose
efficace dalle diverse vie di esposizione


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella 14 - Analisi effettuate con il termine di sorgente
inviluppo applicato alla Centrale di Krško - Contributi alla dose
efficace dalle diverse vie di esposizione


Parte di provvedimento in formato grafico


In sintesi, tenendo anche presenti i margini di variabilità che
caratterizzano le stime delle conseguenze radiologiche a lunga
distanza, per i due casi ipotizzati, applicando cioè il termine di
sorgente inviluppo alle centrali di St. Alban e di Krško, si
evidenziano i seguenti risultati:
- i valori massimi delle dosi risultano dello stesso ordine di
grandezza. Nel caso di St. Alban esse investono aree più ampie;
- su aree delle regioni del Nord e del Centro-nord d'Italia più
prossime all'impianto interessato dall'ipotetico evento incidentale,
le dosi efficaci da inalazione risultano pari ad alcune unità di mSv
e la dose equivalente alla tiroide ad alcune decine di mSv;
- la deposizione al suolo di radionuclidi, che in taluni casi
raggiunge valori di 10(elevato a)6 Bq/m(elevato a)2, è tale da
richiedere il controllo radiometrico delle matrici ambientali ed
alimentari su estese superfici del territorio nazionale, finalizzato
a fornire le necessarie basi tecniche per eventuali decisioni in
merito all'adozione di misure restrittive sugli alimenti.
I risultati delle stime di dose effettuate fanno ritenere che
l'eventuale adozione di misure protettive di riparo al chiuso e di
somministrazione di iodio stabile permetterebbe di evitare qualche
unità di dose efficace ed alcune decine di mSv di dose equivalente
alla tiroide. Tali valori di dose evitabile si collocano nell'intorno
dei valori inferiori dei livelli d'intervento, per i quali l'Allegato
XII al D.L.vo. n. 230/1995 e successive modifiche indica di prendere
in considerazione l'eventuale adozione delle succitate contromisure
di riparo al chiuso e iodioprofilassi.

RIFERIMENTI

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[B] - HSK "Concept for the Emergency Protection in the Vicinity of
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[C] - Oxford Research Group "The implications of September 11th for
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[D] US NRC fact sheet "Safety and Security Improvements at Nuclear
Plants" ....
[E] - OECD NEA Radiation Protection ISBN 92-64-02140-X "Short-term
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[F] - Tomaž Nemec, Andreja Perši?, Tomaž Žagar, Bojan Žefran
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[G] - OECD NEA/CSNI "Current Nazional Source Term Positions and
Practices in OECD Member Countries" (1990)
[H] Comunicazione ad APAT della Direzione Generale della Sicurezza
Nucleare e della Radioprotezione Francese (DGSNR) del 11 Maggio 2005.
[I] - Comunicazioni ad APAT del Ministero per la pianificazione
Ambientale e Spaziale della Repubblica Slovena del 16 e del 17 marzo
2005
[J] - REPUBLIC OF SLOVENIA - National Report on Fulfilment of the
Obligations of the Convention on Nuclear Safety - The first Slovenian
report in accordance with article 5 - Ljubljana, August 1998
[K] - US NRC - NUREG 0654 FEMA REP 1 - Criteria for preparation and
evaluation of radiological emergency response plans and preparedness
in support of NPPs - 1980
[L] - IAEA TECDOC 955 - Generic assessment procedures for
determining actions during reactor accidents.
[M] - APAT - Roberto Mezzanotte - Valutazioni e considerazioni per
la definizione di nuovi presupposti tecnici del piano nazionale di
emergenza relativo ad incidenti nucleari transfrontalieri.
[N] - Alonzi, Mancioppi, Rogani - La modellistica come strumento
per la pianificazione - 2002
[O] - Comunicazione ad APAT dall'Autorità di controllo Svizzera
(HSK) del 28 febbraio 2005 con oggetto "Off-site emergency planning"
[P] - Comunicazione ad APAT del Federal Ministry for the
Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety, Germania, del 5
Luglio 2005 con oggetto "Off-site emergency planning"
[Q] - IAEA - Safety Requirements N. GS-R-2 "Preparedness and
response for a Nuclear and Radiological Emergency.
[R] - US NRC NUREG 0654 - FEMA REP 1 - Rev. 1 Supp 3 "Criteria for
preparation and evaluation of radiological emergency response plans
and preparedness in support of nuclear power PlantsCriteria for
protective actions recommendations for Severe accidents - Draft
revised report for interim use and comment - 1996
[S] - US NRC SECY - 97 - 020 "Results of evaluation of emergency
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[T] - US NRC NUREG/CR-6703 PNNL 13257 "Environmental Effects of
Extending Fuel Burnup Above 60 GWd/MTU" - 2001
[U] - IAEA Reference Data Series n. 2 "Nuclear Power Reactors in
the World" - April 2005.
[V] - US NRC Bulletin 2005-02: Emergency preparedness and response
actions for security based events
[Z] - Taking into Account Severe Accidents in the Design and
Control of French PWR's (articolo) by J. Brisbois and A. L'Homme
(CEA-IPSN FONTENAY-AUX-ROSES) N. Schektman (EDF/SPT)
[AA]- Manuale operativo del CEVaD - Giugno 2005
[AB] - WHO/SDE/PHE/99.6 - Guidelines for Iodine Prophylaxis
following Nuclear Accidents - Update 1999 World Health Organization
Geneva 1999
[AC] - Comunicazione ad APAT del Ministero Federale
dell'Agricoltura, Foreste, Ambient e gestione delle acque austriaco -
BML FUW-UW.1.1.9/0020-V/7/2006 del 29/6/2006

ALLEGATO I

TERMINE DI SORGENTE NEL CONTENIMENTO PRIMARIO

RISULTATI DEGLI STUDI CONDOTTI NEGLI STATI UNITI

Negli Stati Uniti sono stati pubblicati documenti che sintetizzano
i risultati di molti studi (i più rilevanti sono elencati al termine
di questo allegato). Le conclusioni riportate in tali documenti
riguardano esclusivamente i rilasci all'interno del contenimento, dal
momento che il passo successivo è giudicato troppo condizionato
dalle specificità di impianto.
Il termine di sorgente, ossia quantità, composizione e tempi di
rilascio dei prodotti di fissione all'ambiente dipende innanzitutto
dalla composizione e dall'entità dei prodotti di fissione presenti
nel contenimento durante un incidente. Esso dipende quindi dal
cosiddetto dall'"in-containment source term".
Per determinare tale "source term" si deve conoscere l'entità del
rilascio dal circuito primario del reattore al contenimento e gli
effetti dei meccanismi di abbattimento di radioattività ipotizzabili
nel contenimento stesso.
Dall'esame sistematico delle possibili sequenze incidentali è
emerso che sono più frequenti quelle con il circuito primario a
bassa pressione; è emerso inoltre che una sequenza a bassa pressione
determina, durante la prima fase dell'incidente, un rilascio maggiore
al contenimento.
Sulla base di queste considerazioni l'incidente preso a riferimento
per il calcolo del termine di sorgente è un incidente in cui la
fusione del nocciolo interviene in condizioni di bassa pressione
così da avere la stima più cautelativa relativamente ai rilasci nel
contenimento.
I valori dell'"in-containment source term" sono da considerarsi
conservativi per quanto riguarda il tempo iniziale del rilascio al
contenimento mentre, per il resto, essi sono valori tipici
rappresentativi di sequenze con bassa pressione nel circuito primario
nel momento in cui interviene la degradazione del nocciolo e la
rottura del vessel.
I rilasci dei prodotti di fissione dal nocciolo al contenimento
sono legati alle diverse fasi fenomenologiche che si succedono
durante l'incidente, caratterizzate dal grado di fusione del
combustibile, dalla sua localizzazione, dall'integrità del
recipiente in pressione, dalle interazioni tra materiale fuso e
calcestruzzo.
Sono state così individuate 5 diverse fasi di rilascio. I fenomeni
che le caratterizzano, i tempi di intervento, la durata e i rilasci
possono essere così riassunti:
Coolant activity phase:
inizia con la rottura della tubazione primaria e termina
con la rottura della prima barretta. L'attività rilasciata
nel contenimento è quella associata alla ridotta
contaminazione del refrigerante primario.
Per un PWR in caso di "large LOCA" (rottura a ghigliottina
double-ended) la durata di tale fase è 10-30 sec. mentre
per un LOCA di 6 pollici è di almeno 10 minuti.
Per un BWR questa fase è tipicamente più lunga. I tempi
dei PWR possono pertanto essere cautelativamente utilizzati
anche per i BWR.
Gap activity release:
inizia con la rottura della prima barretta e finisce quando
la temperatura della massa di combustibile fuso è tale per
cui i prodotti di fissione più volatili cominciano ad
essere rilasciati dal combustibile stesso.
In questa fase si assiste al rilascio nel contenimento di
una piccola percentuale dell'inventario totale dei
radionuclidi più volatili, in particolare gas nobili,
iodio e cesio.
La durata di questa fase è di 30 minuti sia per i BWR che
per i PWR.
Early in-vessel release:
inizia quando la temperatura nel nocciolo raggiunge valori
tali da determinare cambiamenti di geometria e fusione del
combustibile e di altri materiali del nocciolo che vanno
così a depositarsi nella parte bassa del vessel; essa
termina con la rottura del fondo del vessel che determina
la caduta di frammenti fusi nella cavità sottostante.
Durante questa fase una quantità significativa di nuclidi
volatili e una piccola parte di nuclidi meno volatili sono
rilasciati nel contenimento, la quantità rilasciata
dipende dalla ritenzione dei radionuclidi nel refrigerante
primario che, a sua volta, è funzione del tempo di
residenza dei nuclidi nel refrigerante stesso. Una sequenza
incidentale a bassa pressione causa una produzione di
aerosol che abbandonando il circuito primario raggiunge il
contenimento.
Una durata rappresentativa per questa fase è di 1.3 ore
per un PWR e di 1.5 ore per un BWR.
Ex-vessel release:
inizia quando frammenti di nocciolo fuso fuoriescono dal
vessel e termina quando i frammenti sono stati raffreddati
al punto tale da non rilasciare quantità significative di
prodotti di fissione.
Il 90% dei prodotti di fissione (ad eccezione del tellurio
e del rutenio) sono rilasciati in 2 ore nei PWR e in 3 ore
nei BWR. Il tellurio e il rutenio sono rilasciati in 5 ore
nei PWR e in 6 ore nei BWR. I tempi maggiori per i BWR sono
dovuti alla maggior quantità di zirconio presente.
Late in-vessel release:
inizia dalla rottura del vessel e procede simultaneamente
con la fase di Exvessel release.
Durante questa fase alcuni nuclidi volatili che
precedentemente si erano depositati nel refrigerante
primario, possono ridivenire volatili e raggiungere il
contenimento.
Una durata rappresentativa di questa fase è di 10 ore.
Le tabelle riportano sia la durata delle 4 fasi di rilascio nel
contenimento (durante la fase di rilascio della "coolant activity" la
radioattività rilasciata nel contenimento è quella associata con la
ridotta contaminazione del refrigerante primario) che la frazione di
inventario dei diversi prodotti di fissione rilasciata nel
contenimento.
Rilasci nel contenimento per un impianto di tipo BWR*


Parte di provvedimento in formato grafico


* Frazioni dell'inventario di nocciolo
** Il rilascio dal gap è pari al 3% se viene mantenuta la
refrigerazione nel lungo termine
Rilasci nel contenimento per un impianto di tipo PWR*


Parte di provvedimento in formato grafico


* Frazioni dell'inventario di nocciolo
** Il rilascio dal gap è pari al 3% se viene mantenuta la
refrigerazione nel lungo termine
La concentrazione dei prodotti di fissione nell'atmosfera del
contenimento dipende sia dall'entità dei rilasci dal nocciolo al
contenimento che dagli effetti dei meccanismi di rimozione e
abbattimento di radioattività presenti nel contenimento stesso.
I meccanismi di rimozione o abbattimento dall'atmosfera del
contenimento dei prodotti di fissione possono essere di tipo
ingegneristico come gli spray, le piscine di soppressione nei BWR, i
sistemi di filtraggio, l'allagamento della cavità del reattore
oppure possono essere processi naturali come la deposizione degli
aerosol.
Gli effetti di tali meccanismi dipendono molto dalle
caratteristiche impiantistiche quindi risulta molto difficile fornire
valori tipici e applicabili in tutte le situazioni.
Principali riferimenti
1. US NRC Regulatory Guide 1.183 "Alternative radiological Source
Terms for evaluating design basis accidents at nuclear power
reactors" - July 2000
2. Accident Source Term for Light-Water Nuclear Power Plants , L.
Soffer, S.B. Burson, C. M. Ferrell, R. Y. Lee, J. N. Ridgely
NUREG-1465, Feb. 1995
3. Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power
Plant NUREG-1150, december 1990
4. Estimate of Radionuclide Release Characteristics Into
Containment Under Severe Accident Conditions H. P. Nourbakhsh -
NUREG/CR-5747 BNL-NUREG-52289, January 1992

ALLEGATO II

LIVELLI DI INTERVENTO DELL'ALLEGATO XII AL DECRETO LEGISLATIVO n.
230/1995 e successive modifiche

Tabella A Livelli di intervento di emergenza per l'adozione di
misure protettive, espressi in millisievert



---------------------------------------------------------------------
TIPO DI INTERVENTO
---------------------------------------------------------------------
Piparci al chiuso Da alcune unità ad alcune decine di dose
efficace
Somministrazione di iodio Da alcune decine ad alcune centinaia di
stabile - tiroide dose equivalente
Evacuazione Da alcune decine ad alcune centinaia di
dose efficace




Tabella B - Valori di soglia di dose proiettata in un intervallo di
tempo inferiore a due giorni, espressi in gray.



---------------------------------------------------------------------
ORGANO O TESSUTO DOSE PROIETTATA (Gy)
---------------------------------------------------------------------
Caro intera (midollo osseo) 1
Polmoni 6
Pelle 3
Tiroide 5
Cristallino 2
Gonadi 3
Feto 0,1



Dei due riferimenti di dose indicati in Tabella A per ciascuna
azione protettiva considerata, il valore inferiore rappresenta il
livello di dose evitabile al di sotto del quale non si ritiene
giustificata l'adozione della contromisura, mentre quello superiore
rappresenta il livello al di sopra del quale l'introduzione della
contromisura dovrebbe essere garantita.
I valori di soglia della Tabella B sono quelli per i quali è da
considerare sempre giustificata l'adozione di provvedimenti
d'intervento.

ALLEGATO 3

LIVELLI DOSIMETRICI DI INTERVENTO

A3 LIVELLI DOSIMETRICI DI INTERVENTO
A3.1 LEGISLAZIONE ITALIANA

Il decreto legislativo 17 marzo 1995, n. 230 (D.Lgs.230/95), come
modificato dal decreto legislativo 26 maggio 2000, n. 241 (D.Lgs
241/00), è la normativa di riferimento in materia di radiazioni
ionizzanti.
In particolare, il Capo X - Interventi - disciplina le situazioni
determinate da eventi incidentali che diano luogo o possano dar luogo
ad una immissione di radioattività nell'ambiente, tale da comportare
nell'arco di un anno per i gruppi di riferimento della popolazione
interessati dall'emergenza valori di dose efficace o di dose
equivalente superiori ai limiti di dose per gli individui della
popolazione e che avvengano:
- in impianti nucleari italiani, di cui al Capo VII;
- nelle installazioni che utilizzano materie radioattive soggette
a provvedimenti autorizzativi di cui ai Capi IV e VI;
- in impianti nucleari al di fuori del territorio nazionale,
- in navi a propulsione nucleare in aree portuali,
- nel corso di trasporto di materie radioattive;
o che non siano preventivamente correlabili con alcuna specifica
area del territorio nazionale.
Nell' Allegato XII del D.Lgs 241/00 vengono stabiliti i livelli di
intervento in caso di emergenze nucleari e radiologiche per le
seguenti azioni protettive previste nella fase iniziale di un
incidente:
a) riparo al chiuso;
b) iodoprofilassi;
c) evacuazione.
Tali livelli, riportati in Tabella A3.1, sono espressi in termini
di dose equivalente evitabile e di dose efficace evitabile a seguito
dell'adozione di uno specifico provvedimento, tenendo conto di tutte
le vie di esposizione influenzate dall'azione protettiva stessa, e si
riferiscono ai gruppi di riferimento della popolazione interessati
dall'emergenza.
Dei due riferimenti di dose indicati per ciascuna delle misure
protettive considerate, il valore inferiore rappresenta il livello al
di sotto del quale non si ritiene giustificata l'adozione della
contromisura, mentre quello superiore indica il livello al di sopra
del quale la contromisura dovrebbe essere garantita.
Gli intervalli dei livelli di intervento stabiliti dal D.Lgs 241/00
sono analoghi a quelli raccomandati dall'Unione Europea (EC 1997). È
inoltre da considerare sempre giustificata l'introduzione di azioni
protettive al fine di evitare effetti deterministici.
In Tabella A3.2 sono riportati i valori soglia di dose proiettata
in un intervallo di tempo inferiore a due giorni suscettibili di
produrre seri effetti deterministici, indicati nel D.Lgs. 241/00.
Tabella A3.1. Livelli di intervento di emergenza per l'adozione di
misure protettive (D.Lgs. 241/00)


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella A3.2. Valori soglia di dose proiettata in un intervallo di
tempo inferiore a due giorni (D.Lgs. 241/00)


Parte di provvedimento in formato grafico



A3.2 REGOLAMENTI DELL'UNIONE EUROPEA
La legislazione italiana non fissa dei livelli dosimetrici di
intervento per l'introduzione di eventuali contromisure quali
restrizioni sulla produzione e sul consumo di alimenti contaminati,
tuttavia l'Unione Europea ha emanato diversi Regolamenti che fissano
i livelli massimi ammissibili di radioattività per i prodotti
alimentari (CCE 1989a; CCE 1989b) e per gli alimenti animali (CCE
1990), che possono essere immessi sul mercato a seguito di un
incidente nucleare o in qualsiasi altro caso di emergenza
radiologica, ai fini della protezione della popolazione (Tabelle A3.3
e A4.4).
Tabella A3.3. Livelli massimi ammissibili di radioattività per i
prodotti alimentari in caso di emergenze nucleari e radiologiche (CCE
1989a; CCE 1989b)


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella A3.4. Livelli massimi di radioattività negli alimenti per
animali in caso di emergenze nucleari e radiologiche (CCE 1990)


Parte di provvedimento in formato grafico


(elevato a)1 Sono esclusi i prodotti alimentari secondari, per i
quali i livelli massimi ammissibili da applicare sono 10 volte
superiori a quelli riportati in tabella.
(elevato a)2 I presenti livelli costituiscono uno strumento per
contribuire all'osservanza dei massimi livelli consentiti per gli
alimenti; essi non garantiscono di per sè stessi tale osservanza in
ogni circostanza e lasciano impregiudicata la necessità di
controllare i livelli di contaminazione nei prodotti animali
destinati al consumo umano.
(elevato a)3 Tali livelli si riferiscono agli alimenti per
animali pronti al consumo

A3.3 LINEE GUIDA DELL'ORGANIZZAZIONE MONDIALE DELLA SANITÀ PER LA
IODOPROFILASSI
Nel 1989, poco dopo l'incidente di Chernobyl, l'Organizzazione
Mondiale della Sanità elaborò delle Linee guida (WHO 1989)
riguardanti la iodoprofilassi. Ai tempi di tale rapporto, tuttavia,
non erano stati ancora osservati i significativi incrementi
nell'incidenza di neoplasie tiroidee, soprattutto in età infantile
(primi riscontri in Bielorussia nel 1991), e quindi, proprio per
tenere conto sia del significativo eccesso di casi osservati rispetto
a quelli attesi nella popolazione infantile, che dei risultati
dell'esperienza di iodoprofilassi su larga scala in Polonia (17
milioni di dosi distribuite di cui 10 milioni a bambini), fu ritenuta
necessaria una revisione delle Linee guida, che fu pubblicata nel
1999 (WHO 1999).
Ai fini della pianificazione della iodoprofilassi il documento
dell'Organizzazione Mondiale della Sanità propone livelli di
riferimento distinti per gruppi di popolazione (Tabella A3.5), in
quanto:
- il rischio di induzione di carcinoma tiroideo da iodio
radioattivo è fortemente dipendente dall'età al momento
dell'esposizione: la classe di età 0-18 anni risulta quella a
maggior rischio di effetti dannosi, mentre tale rischio si riduce
sensibilmente negli adulti e tende ad annullarsi oltre i 40 anni di
età;
- esiste una maggiore radiosensibilità della tiroide in alcune
condizioni fisiologiche (allattamento e gravidanza).
Tabella A3.5. Livelli di riferimento di dose per l'introduzione
della iodoprofilassi


Parte di provvedimento in formato grafico


(elevato a)4 Ingestione di latte da parte dei lattanti quando non
sono disponibili prodotti alternativi

A3.4 RIFERIMENTI NORMATIVI CITATI
CCE 1989a Regolamento (EURATOM) n. 944/89 della Commissione del 12
aprile 1989 che fissa i livelli massimi ammissibili di contaminazione
radioattiva per i prodotti alimentari secondari a seguito di un
incidente nucleare o di qualsiasi altro caso di emergenza
radioattiva. Gazzetta Ufficiale della Comunità Europea L101/17 del
13-4-1989
CCE 1989b Regolamento (EURATOM) n. 2218/89 del Consiglio del 18
luglio 1989, recante modifica del Regolamento (EURATOM) n. 3954/87,
che fissa i livelli massimi ammissibili di radioattività per i
prodotti alimentari e per gli alimenti per animali in caso di livelli
anomali di radioattività a seguito di un incidente nucleare o di
qualsiasi altro caso di emergenza radioattiva. Gazzetta Ufficiale
della Comunità Europea L211/1 del 22-7-1989
CCE 1990 Regolamento (EURATOM) n. 770/90 della Commissione del 29
marzo 1990 che fissa i livelli massimi di radioattività ammessi
negli alimenti per animali, contaminati a seguito di incidenti
nucleari o di altri casi di emergenza da radiazione. Gazzetta
Ufficiale della Comunità Europea L83 del 31-3-1990
CCE 1996 Direttiva 96/29/EURATOM del Consiglio del 13 maggio 1996,
che stabilisce le norme fondamentali di sicurezza relative alla
protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori contro i
rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti. Gazzetta Ufficiale
L.159, 29 giugno 1996
EC 1997 European Commission "Radiological Protection principles for
urgent countermeasures to protect the public in the event of
accidental release of radioactive material". Radiation Protection 87
WHO 1989 "Guidelines for Iodine Prophylaxis following nuclear
accidents" World Health Organization, Environmental Health Series
n.35
WHO 1999 "Guidelines for Iodine Prophylaxis following nuclear
accidents: Update 1999" WHO/SDE/PHE/99.6

ALLEGATO 4

INDICAZIONI OPERATIVE PER LA IODOPROFILASSI

A4 INDICAZIONI OPERATIVE PER LA IODOPROFILASSI

A4.1 PREMESSA
Sulla base dei dati di carattere tecnico-scientifico tratti dalla
letteratura, delle raccomandazioni di numerose organizzazioni
internazionali e delle informazioni circa il significato, gli
obiettivi e le modalità di applicazione della iodoprofilassi, i
principali aspetti su cui si ritiene utile richiamare l'attenzione
sono i seguenti:
- Il rischio di induzione di carcinoma tiroideo da iodio
radioattivo è fortemente dipendente dall'età al momento
dell'esposizione; più precisamente la classe di età 0-18 anni
risulta quella a maggior rischio di effetti dannosi. Tale rischio si
riduce sensibilmente negli adulti e tende ad annullarsi oltre i 40
anni di età.
- Esiste una maggiore radiosensibilità della tiroide in alcune
condizioni fisiologiche (allattamento e gravidanza)
- La iodoprofilassi è una efficace misura di intervento per la
protezione della tiroide al fine di prevenire gli effetti
deterministici e di minimizzare gli effetti stocastici nei gruppi
sensibili della popolazione purchè venga attuata tempestivamente (da
alcune ore fino ad un giorno prima dell'esposizione o al massimo
entro le prime 6-8 ore dall'inizio dell'esposizione)
- La durata del blocco funzionale tiroideo dopo una singola
somministrazione di iodio stabile è di circa 24-48 ore.
- Il rischio di effetti avversi alla somministrazione di una dose
singola di iodio stabile è molto piccolo per tutte le classi di età

A4.2 LIVELLI DOSIMETRICI DI INTERVENTO
In linea con quanto raccomandato nelle Linee Guida per la
iodoprofilassi dell'OMS si propone di adottare per gli individui fino
a 18 anni, per le donne in gravidanza ed in allattamento un livello
di intervento di 10 mSv di dose equivalente evitabile alla tiroide.
Per gli adulti (età &gt; 18 anni) si propone un livello di intervento
di 100 mSv di dose equivalente evitabile alla tiroide, anche in
questo caso in sostanziale omogeneità con quanto suggerito nelle
citate Linee Guida OMS.
Il livello inferiore di intervento proposto per gli individui fino
a 18 anni, per le donne in gravidanza ed in allattamento risulta
giustificato sulla base di consolidate evidenze scientifiche circa la
maggiore suscettibilità di neonati, bambini e adolescenti rispetto
agli effetti stocastici radioindotti nella ghiandola tiroide e, più
in generale, sulla base dell'evidenza di una netta dipendenza del
rischio relativo di induzione di carcinoma tiroideo dall'età al
momento dell'esposizione alle radiazioni.
Gli studi indicano in particolare che tale rischio si riduce
grandemente oltre i 15-20 anni di età e tende ad annullarsi oltre i
40 anni di età all'esposizione.
L'opportunità di estendere la iodoprofilassi alle donne in
gravidanza deriva dalla maggiore suscettibilità della ghiandola
sottoposta ad intensa stimolazione funzionale specialmente nel primo
trimestre: la frazione di iodio radioattivo assorbito dalla tiroide
in queste condizioni è pertanto aumentata rispetto alla rimanente
popolazione adulta. Nel secondo e terzo trimestre di gravidanza
occorre inoltre tener conto che la tiroide fetale è già funzionante
e che lo iodio radioattivo può attraversare il filtro placentare ed
essere attivamente captato dalla ghiandola fetale.
Anche le donne che allattano vanno sottoposte a iodoprofilassi,
allo scopo di ridurre la presenza di radioiodio nel latte materno.
Sulla base delle più attendibili stime di rischio di carcinoma
tiroideo radioindotto, riportate in letteratura, l'OMS ha calcolato
il beneficio relativo in termini di "risparmio" di neoplasie
radioindotte alla tiroide derivante dall'applicazione di un livello
di intervento per la iodoprofilassi di 10 mGy nelle fasce di età
più giovani, rispetto all'applicazione del livello di intervento
ottimizzato di 100 mGy, raccomandato da IAEA per tutte le classi di
età.
In particolare, applicando le stime di rischio per i gruppi di età
più giovani (da 2.3 a 4.4 10(elevato a)-4 / Gy per anno) ed il
livello di intervento di 100 mGy, l'incidenza residua di carcinomi
tiroidei tra i più esposti sarebbe dell'ordine di 20-50 casi per
milione di bambini per anno.
Questa stima va confrontata con un background di casi spontanei di
neoplasie tiroidee infantili stimato in circa 1 caso per milione di
bambini per anno.
D'altra parte, applicando un livello di intervento specifico per
età (0-18 anni) pari a 10 mGy di dose di radiazioni alla tiroide
l'incidenza residua di carcinomi tiroidei tra i più esposti si
ridurrebbe a 2 -5 casi per milione di bambini per anno.
Se si fa riferimento al rischio cumulato sull'intera vita ( (quasi
uguale a) 10(elevato a)-2 / Gy) l'incidenza carcinomi tiroidei
diminuirebbe da (quasi uguale a) 1 caso/1000 a (quasi uguale a) 1
caso /10000.
Si tratta di un beneficio piuttosto significativo, a fronte del
rischio di effetti avversi tiroidei ed extratiroidei conseguenti
all'assunzione di iodio stabile, che può essere considerato
trascurabile: è noto infatti dall'esperienza polacca di
somministrazione di iodio stabile su larga scala su popolazioni
infantili che l'incidenza di reazioni avverse Favi conseguenti
all'assunzione di una singola dose di iodio stabile è molto bassa
(inferiore ad 10(elevato a)-7).

A4.3. APPLICAZIONE DELLA IODOPROFILASSI IN EMERGENZA
Gli scenari elaborati per la rivalutazione dei presupposti tecnici
del Piano nazionale delle misure protettive contro le emergenze
radiologiche prendono a riferimento eventi di origine
transfrontaliera in due impianti prossimi ai confini nazionali: Krško
in Slovenia e St. Alban in Francia.
I valori massimi di dose equivalente alla tiroide riferiti
all'esposizione da inalazione nelle 48 ore successive all'evento sono
riportati nella seguente tabella A4.1.

Tabella A4.1 Valori massimi della dose equivalente alla tiroide
(mSv) da inalazione di (elevato a)131I sul territorio nazionale,
nelle 48h successive all'evento considerato


Parte di provvedimento in formato grafico


Tratta da: Presupposti tecnici del piano nazionale delle misure
protettive contro le emergenze nucleari e radiologiche. Aggiornamento
per gli eventi di origine transfrontaliera " Novembre 2006.

In base a queste valutazioni ed applicando i livelli di intervento
proposti, la contromisura della iodoprofilassi dovrebbe essere
adottata negli individui appartenenti al gruppo di età tra 0 e 18
anni, nelle donne in gravidanza e in allattamento, mentre non
troverebbe applicazione nei soggetti adulti (&gt; 18 anni).
Nella tabella A4.2 sono indicate le aree interessate dal
provvedimento di iodoprofilassi.
Tabella A4.2 Distribuzione territoriale della dose equivalente alla
tiroide (mSv) da inalazione di (elevato a)131I per il gruppo di
popolazione dei bambini


Parte di provvedimento in formato grafico


Tratta da: Presupposti tecnici del piano nazionale delle misure
protettive contro le emergenze nucleari e radiologiche. Aggiornamento
per gli eventi di origine transfrontaliera" Novembre 2006.

Perchè la contromisura abbia la massima efficacia è necessario
che lo iodio stabile venga somministrato prima dell'esposizione al
rilascio radioattivo (in previsione dell'arrivo della nube
radioattiva) o al massimo entro le prime 6-8 ore dall'inizio
dell'esposizione (Fig.A4.1). Somministrazioni più tardive presentano
profili di efficacia molto modesti ed è addirittura possibile che
una somministrazione ritardata di iodio stabile (48-72 ore dopo
l'inizio dell'esposizione) possa prolungare la ritenzione
intratiroidea del radioiodio provocando pertanto teoricamente un
potenziamento del danno radioindotto alla tiroide


Parte di provvedimento in formato grafico


Facendo riferimento al documento "Basi tecniche per l'aggiornamento
dei presupposti del piano nazionale delle misure protettive contro le
emergenze nucleari e radiologiche. Eventi di origine
transfrontaliera" (Novembre 2006), nelle figure A4.2 e A4.3 è
riportato l'andamento temporale della dose equivalente alla tiroide
per i due impianti presi in considerazione.
(elevato a)1 L'intervallo tra circa 10 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 20.000 Km(elevato a)2
(elevato a)2 L'intervallo tra circa 10 mSv ed il valore massimo
indicato impegna una estensione dell'ordine dei 40.000 Km(elevato a)2


Parte di provvedimento in formato grafico


In ambedue i casi, anche se in misura maggiore nel caso di un
evento incidentale presso la centrale slovena di Krško, l'andamento
temporale del rilascio ed il relativo andamento della dose
equivalente alla tiroide da inalazione di (elevato a)131I prevedono
un intervallo di alcune ore dall'inizio del rilascio al realizzarsi
di significative concentrazione in aria di (elevato a)131I nelle aree
geografiche interessate. Vi sarebbe pertanto tempo sufficiente dal
momento della diffusione dell'allarme per garantire la distribuzione
e la somministrazione dello iodio stabile in tempi adeguati per
ottenere la massima efficacia della contromisura.

A4.3.1 Forma chimica, presentazione farmaceutica e posologia
Quanto alla forma chimica lo iodio stabile va preferenzialmente
somministrato in forma di ioduro di potassio (KI); in alternativa
può essere somministrato lo iodato di potassio
(KIO&lt;pedice&gt;3&lt;/pedice&gt;), che può però determinare maggiore
irritazione gastrointestinale.
La presentazione farmaceutica preferibile dello ioduro di potassio
è in compresse piuttosto che in soluzione liquida, sia per il più
facile immagazzinamento e la più comoda distribuzione sia perchè le
compresse provocano minori disturbi gastroenterici.
Le compresse di KI, se ben confezionate (protette da aria,
umidità, calore e luce), possono essere conservate a lungo (diversi
anni); se confezionate ermeticamente in blister e tenute al fresco e
all'asciutto la loro validità è di almeno 5 anni.
È noto che lo ioduro di potassio è un composto chimico molto
stabile per cui, se conservato in condizioni adeguate (specialmente
se ben protetto dall'umidita') potrebbe avere una validità anche
superiore ai 5 anni: documenti tecnici della FDA stabiliscono
addirittura che se il confezionamento esterno appare intatto e il
prodotto continua ad essere conservato correttamente, non è
richiesta l'esecuzione di test particolari (valutazione a campione
dell'attività, della solubilità, ecc.) per assicurarne la piena
validità anche al di là della fissata data di scadenza.
Per garantire una razionale somministrazione dello ioduro di
potassio nelle varie fasce di età è opportuno predisporre compresse
da 65 mg di KI (corrispondenti a 50 mg di iodio stabile).
Le compresse devono essere realizzate in modo da poter essere
facilmente divise a metà ed in frazioni di un quarto.
La posologia consigliata, seguendo le linee guida
dell'Organizzazione Mondiale della Sanità, peraltro fatte proprie
nelle pianificazioni di emergenza dalla quasi totalità dei Paesi
Europei, è la seguente:

Tabella A4.3. Posologia consigliata per la somministrazione di
ioduro di potassio


Parte di provvedimento in formato grafico


In base alle caratteristiche del potenziale rilascio considerato
nei Presupposti Tecnici si prevede che sia sufficiente un'unica
somministrazione di iodio stabile alle dosi consigliate, dato che la
durata del blocco funzionale tiroideo dopo una singola
somministrazione è di circa 24-48 ore. Soltanto nell'eventualità di
un rilascio prolungato nel tempo potrebbe essere presa in
considerazione l'ipotesi di somministrazioni ripetute.
In questo caso vanno prese ulteriori precauzioni per particolari
categorie: nelle donne in gravidanza ed in allattamento la
somministrazione va prolungata al massimo per due giorni, mentre per
i neonati fino ad 1 mese non è consigliabile la ripetizione della
somministrazione.

A4.4. INDICAZIONI OPERATIVE RIGUARDANTI LA PREDISPOSIZIONE DI
SCORTE DI IODURO DI POTASSIO (KI)
Le seguenti osservazioni riguardano la risposta agli scenari
incidentali contenuti nei Presupposti Tecnici del Piano Nazionale,
riferiti agli impianti di St. Alban (Francia) e Krsko (Slovenia).
Gli scenari elaborati prevedono, nel caso dell'evento severo
considerato, l'esposizione della popolazione di alcune Regioni del
territorio italiano (Tab.A4.2) a dosi alla tiroide per le quali
sarebbe indicata la iodoprofilassi nei soggetti tra 0 e 18 anni,
nelle donne in gravidanza e in allattamento.
Le Regioni interessate sotto questo aspetto, nell'ipotesi più
sfavorevole formulata, sono:
- In caso di rilascio a seguito di incidente severo presso la
centrale di St. Alban (Fig. A4.4): Valle d'Aosta, Piemonte, Liguria,
parte della Lombardia, parte dell'Emilia-Romagna;
- In caso di rilascio a seguito di incidente severo presso la
centrale di Krško (Fig. A4.5): Friuli Venezia Giulia, parte del
Veneto e dell'Emilia Romagna per il possibile interessamento
dell'area del delta padano (province di Rovigo e Ferrara).
In alcuni Paesi dove esistono impianti nucleari (es. Francia,
Svizzera) viene effettuata la predistribuzione di compresse di KI
alla popolazione che risiede nelle vicinanze dell'impianto (in
Svizzera, nel raggio di 20 km). Considerato che in Italia non sono
presenti centrali in esercizio, e che lo scenario di riferimento
riguarda incidenti transfrontalieri severi, si ritiene che nel nostro
Paese si debba progettare un sistema di stoccaggio finalizzato alla
distribuzione rapida in emergenza.
Il tempo intercorrente tra la notifica dell'incidente e l'inizio
dell'esposizione della popolazione sul territorio nazionale non può
essere conosciuto a priori con precisione. Si può stimare un
intervallo temporale che va da 12 a 24 ore. La profilassi, per essere
efficace, deve essere effettuata al più tardi entro 6-8 ore
dall'inizio dell'esposizione.
Sulla base di queste premesse, si possono ipotizzare due modelli:
a) costituzione di scorte di compresse di KI nelle farmacie dei
territori potenzialmente esposti e distribuzione gratuita in caso di
allarme, su disposizione del Dipartimento della Protezione Civile,
d'intesa con la Regione interessata;
b) stoccaggio decentrato presso strutture idonee, e distribuzione
a cura del sistema sanitario territoriale (118), attraverso centri di
distribuzione definiti sulla base di una pianificazione specifica.
Il modello a) è di attuazione relativamente semplice, ma deve
essere organizzato in modo da assicurare l'effettiva disponibilità
dei presidi in qualsiasi giorno dell'anno ed a qualunque ora del
giorno, ed evitare fenomeni di "accaparramento" da parte della
popolazione.
Il modello b) garantisce una gestione corretta e controllata delle
scorte, ma deve prevedere un sistema di distribuzione capillare in
tempi molto stretti. In questo caso lo stoccaggio, per assicurare una
rapida disponibilità delle risorse, dovrà essere distribuito almeno
su base provinciale (non meno di un sito di stoccaggio ogni 500.000
abitanti).
Fatte salve diverse necessità o decisioni di ogni Regione, la
scelta dei depositi dovrebbe tener conto anche dei seguenti aspetti:
- identificazione del luogo/struttura/servizio: è preferibile
avvalersi di servizi di farmacia ospedaliera, per una adeguata
conservazione del prodotto, per la disponibilità h24 e per la
gestione delle procedure di carico/scarico, lotto, scadenza e
rinnovo;
- la scorta deve essere sistemata in luoghi chiusi, accessibili,
non isolati, controllabili;
- il servizio che gestisce il deposito dovrebbe essere in grado
di preparare il KI in "contenitori" pronti e trasportabili;
- nelle grandi città assicurano miglior accesso e possibilità
di trasporto strutture periferiche piuttosto che centrali;
- il sito di stoccaggio dovrebbe essere dotato di /vicino a
elisuperficie: occorre prevedere la possibilità di volo notturno.
Per quanto riguarda la distribuzione rapida, questa potrebbe essere
attivata dal sistema 118 (che dispone di una sala operativa in h24)
avvalendosi di risorse di volontariato e/o di altre strutture
operative del sistema di protezione civile (Forze dell'Ordine, Vigili
del Fuoco, Forze Armate). L'impiego di tali risorse dovrebbe essere
pianificato e definito attraverso procedure concordate con le
strutture interessate. I centri di distribuzione dovrebbero essere
individuati sulla base delle seguenti caratteristiche:
- facilità di accesso, disponibilità di spazi di parcheggio;
- facilità di identificazione per la popolazione (es. scuole);
- possibilità di essere dedicati a questa attività senza creare
disturbo all'erogazione di altri servizi essenziali; per questa
ragione è sconsigliabile effettuare la distribuzione nelle strutture
ospedaliere, a meno che non si riesca ad organizzare un'area con
accesso separato rispetto al sistema di emergenza/accettazione.
Durante l'anno scolastico, la distribuzione diretta negli istituti
può assicurare la copertura di buona parte della popolazione in età
scolare.
La pianificazione della iodoprofilassi deve prevedere un'adeguata
campagna di informazione preventiva, e un sistema di comunicazione
capillare in emergenza (es. SMS).


Parte di provvedimento in formato grafico


Fonti consultate
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Radiation. Committee on the
Biological Effects of Ionizing Radiation. BEIR V. National Academy
Press, Washington D.C.
- BRER, 2004. "Distribution and administration of potassium iodide
in the event of a nuclear incident". National Research Council's
Board on Radiation Effects Research
http.//www.nap.cdu/openbook/0309090989/htlm/1 1 .htlm
- D. Lgs. 230/95. Attuazione delle direttive Euratom 80/386,
84/467, 84/466, 89/618, 90/641 e 92/3 in materia di radiazioni
ionizzanti. Supplemento Ordinario alla Gazzetta Ufficiale n. 136 del
13 giugno 1995.
- D. Lgs. 241/00. Attuazione della Direttiva 96/29/EURATOM in
materia di protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori
contro i rischi derivanti dalle radiazioni ionizzanti. Supplemento
Ordinario alla Gazzetta Ufficiale n. 203 del 31 agosto 2000.
- E.C., 1997. European Commission. Radiological protection
principles for urgent countermeasures to protect the public in the
event of accidental release of radioactive material. Radiation
Protection 87
- FDA, 2001. Guidance. Potassium Iodide as a Thyroid Blocking Agent
in Radiation Emergencies, Food and Drug Administration, Center for
Drug Evaluation Research; Rockville, MD.
- IAEA, 1994. Intervention Criteria in a Nuclear or Radiation
Emergency. International Atomic Energy Agency, Safety Series No. 109,
Vienna
- IAEA, 1996. International Basic Safety Standards for protection
against ionizing radiation sources. International Atomic Energy
Agency, Safety Series No. 115, Vienna
- IAEA,2002. Preparedness and response for a nuclear or
radiological emergency. Safety Requirements. International Atomic
Energy Agency, Safety Standard Series No. GS-R-2, Vienna
- ICRP, 1991. 1990 Recommendations of the International Commission
on Radiological Protection. International Commission on Radiological
Protection. ICRP Publication 60, Pergamon Press, Oxford.
- ICRP, 1993. Principles for Intervention for Protection of the
Public in a Radiological Emergency International Commission on
Radiological Protection. ICRP Publication 63. Pergamon Press, Oxford.
- ICRP, 2005. Protecting people against radiation exposure in the
event of a radiological attack. International Commission on
Radiological Protection. ICRP Publication 96. Pergamon Press, Oxford.
- Jacob. E et al. (1998). Thyroid cancer risk to children
calculated. Nature, 392, 31-32
- Nauman, J and Wolff, J (1993) Iodine prophylaxis in Poland after
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of Medicine 94: 524-532
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Report No 80, Bethesda.
- NRPB, 1990. Emergency reference levels of dose for early
countermeasures to protect the public. National Radiological
Protection Board, Documents of the NRPB, Volume 1, No 4. Chilton,
Didcot, Oxon OX11 ORQ
- NRPB, 2001. "Stable iodine prophylaxis". Recommendations of the
2nd UK working group on stable iodine prophylaxis. National
Radiological Protection Board. Documents of the NRPB, Volume 12, No
3. Chilton, Didcot, Oxon OX11 ORQ
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survivors. Part II: solid tumors. 1958-87. Radiat. Res. 137, S17-S67.
- UNSCEAR, 1988. Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation.
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Radiation. UNSCEAR 1988 Report to General Assembly. New York
- WHO, 1989. Guidelines for Iodine Prophylaxis following Nuclear
Accidents. World Health Organization, Environmental Health Series No
35, Copenhagen.
- WHO, 1999. Guidelines for Iodine Prophylaxis following Nuclear
Accidents: Update 1999. (WHO/SDE/PHE/99.6).

ALLEGATO 5

USO DI MEZZI AEREI PER LA DETERMINAZIONE DELLA CONTAMINAZIONE
RADIOATTIVA E LA RICERCA DI SORGENTI DISPERSE

A5 USO DI MEZZI AEREI PER LA DETERMINAZIONE DELLA CONTAMINAZIONE
RADIOATTIVA E LA RICERCA DI SORGENTI DISPERSE

A5.1 Introduzione
A seguito degli eventi del rientro del COSMOS 954 nel 1978 e
soprattutto dell'incidente di Chernobyl è divenuta pratica corrente,
in quasi tutti i Paesi ad alto livello di sviluppo economico,
l'integrazione della strumentazione di rivelazione a terra con
strumentazione (AGS - Airborne Gamma Spectrometry) montata su sistemi
aerei che possano volare a bassa quota (tra i 50 e 150 metri) e a
velocità relativamente bassa (70-120 km/h). Infatti, in alcune
tipologie di emergenza a seguito di eventi analoghi a quelli sopra
menzionati, l'area sulla quale si deve estendere il controllo dei
livelli di radioattività è tale che rende impraticabile l'uso dei
mezzi a terra per una valutazione significativa della situazione
radiologica.
I casi in cui tali mezzi sono utilizzati perchè costituiscono lo
strumento privilegiato di intervento sono:
- cartografia di contaminazione gamma su vasta scala, anche in
zona di difficile accesso, a seguito di rilascio per incidente a
centrale nucleare, per attacco con RDD (Radiologica) Dispersal
Device) o per dispersione di materiale radioattivo a seguito di
rientro incontrollato in atmosfera di satelliti contenenti sorgenti o
reattori nucleari;
- individuazione di sorgenti gamma emittenti perdute, rubate o
intenzionalmente introdotte nel territorio italiano al di fuori delle
procedure previste;
- sorveglianza del territorio, tramite cartografia gamma, intorno
a depositi di scorie radioattive;
- partecipazione all'insieme dei mezzi di "garanzia della
sicurezza" in occasione di "grandi eventi".
I vantaggi che tali mezzi offrono sono: classificazione immediata
delle aree, copertura veloce ed efficiente del territorio,
valutazione integrale della situazione, basso costo per unità di
superficie considerata, facile resa dei dati su mappa geografica,
procedure di maggior sicurezza per gli operatori (contaminazione solo
a terra).
I tempi di intervento operativo, nei casi di Paesi che si sono
dotati delle strutture necessarie, sono di 1-2 ore con potenzialità
di raggiungere ogni punto del territorio nazionale in poche ore.
La sensibilità (minima contaminazione rilevata in caso di
determinazione della contaminazione o minima attività rilevata in
caso di ricerca di sorgente) dipende dalla strumentazione utilizzata
e dalla metodologia operativa utilizzata nei voli. Come valori di
riferimento si possono assumere contaminazioni di qualche decina di
kBq/m(elevato a)2 per gamma di bassa energia (~60 keV per (elevato
a)241Am) e di ~ 1 kBq/m(elevato a)2 per gamma di più alta energia (~
660 keV per il (elevato a)137Cs) ed attività dell'ordine del GBq per
sorgenti di (elevato a)137Cs.
La strumentazione montata sulle piattaforme aeree (elicotteri o
piccoli aerei ad ala fissa) è costituita generalmente da rivelatori
a Nal(Tl) di grande volume, tipicamente 4 l (10x10x40 cm(elevato a)3)
è il volume di una singola unità di rivelazione e generalmente i
sistemi di rivelazione sono costituiti da più unità (tipicamente
4). Alcuni sistemi più avanzati utilizzano anche rivelatori HPGe per
integrare l'informazione ottenuta con i rivelatori NaI per una
migliore determinazione della composizione isotopica della
contaminazione. I sistemi di acquisizione, che fanno parte integrante
della strumentazione, permettono di acquisire le informazioni sulla
composizione degli spettri misurati integrando i conteggi in tempi
operativi che tipicamente sono dell'ordine delle decine di secondo,
che corrispondono a risoluzioni spaziali, tenuto conto della
velocità della piattaforma aerea, dell'ordine di alcune centinaia di
metri.
I mezzi sono dotati di GPS e permettono quindi una precisa
localizzazione spazio-temporale delle misure. I dati possono essere
trasmessi, direttamente o tramite operatore, a terra ed essere
immessi nel "data stream" che perviene al centro tecnico di
valutazione.

A5.2 Applicazioni
Dopo l'incidente di Chernobyl, sono stati sviluppati in Europa,
come strumenti di DSS (Decision Support System), due estesi sistemi
per la gestione delle informazioni meteorologiche e radiologiche, ed
il loro uso per il calcolo del trasporto, la previsione delle
contaminazioni a terra e nelle derrate alimentari e per il supporto
delle decisioni per le Autorità responsabili della gestione delle
emergenze per quanto attiene l'introduzione di contromisure per
mitigare le conseguenze dell'evento. Entrambi i sistemi, RODOS
(sviluppato nell'ambito dei programmi quadro (3-7) per la ricerca
della Unione Europea ed attualmente in uso in Germania, Finlandia,
Spagna, Portogallo, Austria, Olanda, Polonia, Ungheria, Slovacchia,
Ucraina, Slovenia, Repubblica Ceca) e ARGOS (sviluppato da un
consorzio internazionale di Istituti di ricerca guidato dalla
Danimarca ed in uso in Danimarca, Canada, Irlanda, Norvegia, Svezia,
Estonia, Lituania e Latvia) prevedono esplicitamente, tramite
appositi protocolli, l'inserimento dei dati provenienti dai sistemi
AGS come parte integrante ed essenziale dei dati su cui basare le
previsioni. In letteratura sono riportati, come tempi caratteristici,
periodi di circa 1 ora tra l'immissione dei dati da sistemi AGS,
rappresentativi di aree sufficientemente vaste, nel sistema di
elaborazione e la risposta in termine di prevista contaminazione
della catena alimentare.

A5.3 Situazione Europea
In Europa i Paesi che hanno una struttura operativa che faccia uso
di tali mezzi sono, tra gli altri, la Francia, la Germania, la
Svizzera, la Norvegia, la Svezia.
1. In Francia il sistema di sorveglianza AGS, denominato Helinuc,
è stato messo a punto ed è mantenuto dal CEA (Commissariat à
l'Energie Atomique) ed ha la sua base presso il centro DAM (Direction
des Applications Militaires) à Bruyeres-le-Chatel nell'Essonne (Ile
de France). Helinuc opera all'interno del Gruppo INTRA (INTervention
Robotique sur Accident) costituito dal CEA, EDF ed AREVA per
coordinare le professionalità e le attività degli Istituti/Società
in materia di interventi remotizzati in casi di incidenti
industriali, per ora essenzialmente in materia di impianti nucleari.
La piattaforma aerea utilizzata è l'elicottero Aerospatiale Ecureil
(1400 kg a vuoto) ed il sistema di rivelazione consiste di 4
rivelatori NaI da 4 litri montati su una struttura esterna sotto la
plancia dell'elicottero. Il sistema di acquisizione è gestito da un
operatore a bordo dell'elicottero. La potenzialità del sistema in
termini di capacità di misura dipende molto dal tipo di missione e
dalla sensibilità prefissata, per il sistema Helinuc il valore
tipico riportato è la scansione di un area di 15 km 2 in circa 2
ore.
2. In Svizzera il sistema è gestito dal CENAL (Centro Nazionale
di Allarme) [NAZ - Nazionale Alarmzentrale nella dizione tedesca] che
è l'organo tecnico della Confederazione per gli eventi straordinari.
Costituisce una Divisione dell'Ufficio Federale della Protezione
della Popolazione (UFPP) [BABS Budesamt für Bevölkenrungsschutz ] del
Dipartimento Federale della Difesa, della Protezione della
popolazione e dello Sport (DDPS) [VBS Eidgenössisches Departement für
Verteidigung, Bevölkenrungsschutz und Sport]. La piattaforma aerea
utilizzata è l'elicottero Aerospatiale Super Puma (4500 kg a vuoto)
messo a disposizione insieme ai piloti dalle forze armate. La base
operativa è l'aeroporto militare di Dübendorf (Zurigo). Il sistema
di rivelazione consiste di 4 rivelatori NaI da 4 litri montati
all'interno dell'elicottero, il sistema di acquisizione è gestito da
2 operatori a bordo dell'elicottero. Come capacità operativa tipica
è riportata una potenzialità di scansione di 70 km(elevato a)2 in 3
ore.
3. In Germania il sistema è gestito dal Bundesamt für
Strhlenschutz (BfS) - Ufficio Federale per la Radioprotezione - in
due dei suoi centri: Berlino (Department of Radiation Protection and
Environment) e Oberschleißheim (Neuherberg) vicino Monaco di Baviera.
La piattaforma aerea utilizzata è l'elicottero Eurocopter EC135
(1870 kg a vuoto) messo a disposizione insieme ai piloti dalla
Polizia Federale. Le basi operative sono due aeroporti nei quali sono
localizzati i gruppi elicotteri della Polizia Federale vicini alle
due sedi del BfS. Il sistema di rivelazione consiste di 4 rivelatori
NaI da 4 litri e di un rivelatore HPGe ad alta efficienza montati
all'interno dell'elicottero, il sistema di acquisizione è gestito da
1-2 operatori a bordo dell'elicottero. La strumentazione a
disposizione è in grado di equipaggiare 2 elicotteri in ognuna delle
2 basi. Come capacità operativa tipica è riportata una
potenzialità di scansione di 70 km(elevato a)2 in 3 ore.
Il mantenimento delle capacità operative dei sistemi richiede
esercitazioni periodiche e le organizzazioni dei 3 Paesi menzionati
conducono anche esercitazioni in comune, mediamente una volta l'anno,
per la necessaria calibrazione comune dei rispettivi sistemi quale
prerequisito all'affidabilità del sistema di emergenza nel caso di
eventi che richiedano l'uso di detti mezzi.

A5.4 Situazione in Italia
L'Italia è stato uno dei primi Paesi europei a dotarsi, all'inizio
degli anni '80, di un sistema AGS, grazie alla collaborazione tra il
Centro Studi ed Esperienze dei Vigili del Fuoco e l'Istituto
Superiore di Sanità. Il sistema utilizzava un rivelatore di NaI di 4
litri ed era montato in una struttura esterna sotto la plancia
dell'elicottero. Le piattaforme aeree utilizzate sono state due,
entrambe elicotteri dell'Augusta Bell 205 e 412 gestiti dal Gruppo
Elicotteri dei Vigili del Fuoco con sede a Ciampino (Roma). Il
sistema di acquisizione era gestito da un operatore a bordo
dell'elicottero. Tale sistema fu utilizzato in varie esercitazioni
degli elicotteristi dei VVF per la ricerca di sorgenti
preventivamente nascoste e soprattutto fu il mezzo che permise di
avere una rapida mappatura della contaminazione del sud Italia in
occasione dell'evento di Chernobyl. Purtroppo il sistema non ha avuto
una struttura operativa con il compito di gestire la strumentazione
ed adeguarla; dal 1987 ad oggi in Italia non si è avuto più alcun
sistema AGS operativo.

ALLEGATO 6

SCALA INES

A6 SCALA INES (INTERNATIONAL NUCLEAR EVENT SCALE)

A6.1 INTRODUZIONE
La International Nuclear and Radiological Event Scale (INES), Scala
internazionale degli eventi nucleari e radiologici, fornisce uno
strumento per comunicare al pubblico, in maniera appropriata, la
gravità di eventi incidentali
La scala è stata ideata nel 1989 da un gruppo internazionale di
esperti riuniti, congiuntamente, dalla IAEA (International Atomic
Energy Agency) e dalla NEA/OECD (Nuclear Energy Agency of the
Organization for Economic Cooperation and Development).
A partire dal 1990 la scala INES è stata applicata agli impianti
nucleari di potenza; successivamente è stata ampliata in modo da
renderla applicabile a tutti gli impianti collegati all'industria
nucleare. Dal 2006 è stata adattata in modo da comprendere anche gli
eventi associati al trasporto, stoccaggio ed utilizzo di materiale
radioattivo e sorgenti di radiazioni.
La versione attuale della scala INES è illustrata nella tabella
A6.1.
Gli eventi sono classificati su 7 livelli. I livelli più bassi
(1-3) sono definiti "Guasti" (Incidente), quelli più alti
"Incidenti" (Accidente). Ad ogni livello corrisponde la definizione
dell'evento ed il relativo criterio di individuazione del livello.
Gli eventi non significativi ai fini della sicurezza sono
classificati a livello zero (al di sotto della scala) e vengono
definiti "deviazioni". Gli incidenti di tipo convenzionale o altri
eventi che non sono correlati ad attività nucleari o radiologiche
non sono classificati e sono definiti "al di fuori della scala".
Gli eventi nucleari e radiologici vengono classificati considerando
tre tipologie di impatto:
- Ambiente e popolazione: considera gli eventi che comportano
rilasci non pianificati di materiale radioattivo all'esterno di
un'installazione e dosi da radiazione alle persone vicine al luogo
dell'evento e che pertanto hanno un maggiore impatto sull'opinione
pubblica. Questa tipologia va dal secondo livello al settimo livello.
Il livello più basso (livello 2) corrisponde ad una dose da
radiazioni superiore a 10 mSv per una persona del pubblico e
superiore al limite annuale di legge per un lavoratore. Il livello
più alto (livello 7) è quello con cui vengono classificati gli
incidenti nucleari molto gravi con conseguenze sull'ambiente e sulla
salute in aree molto vaste.
- Barriere radiologiche e sistemi di controllo: considera eventi
senza impatto diretto sulla popolazione o sull'ambiente esterno, ma
contenuti all'interno di impianti. Questa tipologia va dal secondo
livello al quinto livello. Il livello più basso (livello 2)
corrisponde a livelli di radiazione in un'area operativa superiori a
50.10(elevato a)-3 Sv/h. Il livello più alto (livello 5) corrisponde
ad un danneggiamento grave al nocciolo del reattore.
- Difesa in profondita': considera eventi senza impatto diretto
sulle persone o sull'ambiente esterno che possono comportare un
cedimento/degrado della "difesa in profondita'", cioè dell'insieme
dei sistemi di sicurezza predisposti per prevenire conseguenze
rilevanti. Questa tipologia va dal primo livello al terzo livello. Il
livello 1 corrisponde ad una sovraesposizione di una persona del
pubblico superiore al limite annuale di legge, il livello 3
corrisponde ad guasto grave, quasi incidente, per cui non sono
disponibili ulteriori barriere.
Si rimanda alle tabelle A7.1 e A7.2 dell'Allegato 7 per gli esempi
di classificazione di eventi già accaduti in impianti nucleari o
connessi a sorgenti di radiazione o al trasporto di materiali
radioattivo suddivisi per tipologia e per livello di gravità
dell'evento.

A6.2 IMPIEGO DELLA SCALA
La scala INES si applica a qualsiasi evento associato al trasporto,
stoccaggio ed utilizzo di materiale radioattivo e di sorgenti di
radiazione, sia che l'evento accada in un impianto sia altrove. Essa
prende in considerazione un ampio spettro di "pratiche", includendo
l'utilizzo industriale e quello ospedaliero delle sorgenti di
radiazione, l'attività negli impianti nucleari e il trasporto di
materiale radioattivo. Vengono anche presi in considerazione casi di
perdita o furto di sorgenti radioattive e il ritrovamento di sorgenti
orfane.
Se una apparecchiatura viene utilizzata per uso medico (ad esempio,
radiodiagnostica o radioterapia), la scala INES viene utilizzata per
classificare gli eventi che comportano una esposizione reale dei
lavoratori e del pubblico o il degrado della apparecchiatura o
difetti nei sistemi di sicurezza. La scala non include quindi le
conseguenze reali o potenziali per quei pazienti esposti nell'ambito
di una terapia medica.
La scala si utilizza solo per applicazioni civili (non-militari) e
riguarda solo gli aspetti di sicurezza di un evento.
Sebbene sia stata preparata per essere usata immediatamente dopo un
evento, si potrebbero verificare situazioni in cui è necessario più
tempo per comprenderne e valutarne le conseguenze. In questi casi,
potrebbe essere possibile soltanto dare una stima provvisoria del
livello di gravità e successivamente confermarne il livello. È
possibile che, a seguito di ulteriori informazioni, un evento possa
richiedere una nuova classificazione.
Non ha senso usare la scala per confrontare i livelli di sicurezza
tra paesi diversi. Ogni nazione usa metodi differenti per la notifica
al pubblico degli eventi meno gravi ed è quindi difficile, in ambito
internazionale, assicurare un'esatta coerenza nella valutazione degli
eventi classificati tra il livello 0 e il livello 1.


Parte di provvedimento in formato grafico

ALLEGATO 7

EVENTI INCIDENTALI SIGNIFICATIVI
PER LA PIANIFICAZIONE DI EMERGENZA

A7 EVENTI INCIDENTALI SIGNIFICATIVI PER L'EVOLUZIONE DELLA RISPOSTA
DI PROTEZIONE CIVILE (Per le informazioni contenute nel presente
allegato sono stati utilizzati il rapporto NRPB-W19 "Emergency Data
Handbook" e da pubblicazione "INES Factsheet" della IAEA oltre
naturalmente al sito WEB della IAEA citato nel testo.

A7.1 PREMESSA
La risposta di protezione civile alle emergenze radiologiche, sia
nazionale che internazionale, ha subito nel tempo una profonda
evoluzione anche a seguito della riflessione e dello studio di
incidenti di vario tipo occorsi nel mondo fin dall'inizio dello
sfruttamento della radioattività artificiale e dell'energia
nucleare.
La tabella A7.1 fornisce un quadro riassuntivo dei principali
eventi incidentali classificati secondo la scala INES (descritta in
dettaglio nell'allegato 6) avvenuti nel caso di pratiche riguardanti
sorgenti radioattive (compreso il trasporto), mentre la tabella A7.2
fornisce una sintesi analoga per eventi avvenuti in impianti nucleari
di potenza o in impianti del ciclo del combustibile. Il sito WEB
della IAEA (International Atomic Energy Agency, Vienna) fornisce
molti altri esempi di eventi incidentali assieme ad una ricca
documentazione scientifica sull'argomento (http://www.iaea.org).
La caratteristica comune degli incidenti descritti è data dalla
loro particolare severità, che ha comportato una ampia estensione
geografica dell'impatto ambientale o conseguenze sanitarie rilevanti,
in alcuni casi ampiamente al di sopra della soglia degli effetti
deterministici. In conseguenza di tali caratteristiche gli eventi
illustrati in dettaglio sono risultati paradigmatici per la
riflessione successiva (con particolare riguardo ai criteri di
progettazione, all'analisi incidentale ed alla pianificazione di
emergenza) e per l'impatto che hanno avuto sull'opinione pubblica; di
essi viene fornita una sintetica descrizione: Kyshtym (1957),
Windscale (1957), Three Nile Island (1979), Chernobyl (1986) e
Goiânia (1987).
Tabella A7.1 - Esempi di eventi riguardanti sorgenti di radiazioni
e trasporto di materiale radioattivo


Parte di provvedimento in formato grafico


Tabella A7.2 - Esempi di eventi negli impianti nucleari o in
impianti del ciclo del combustibile


Parte di provvedimento in formato grafico



A7.2 DESCRIZIONE DEI PRINCIPALI EVENTI
Ciascun evento è descritto in termini di tipo di struttura
coinvolta, natura dell'incidente, quantità e tipi di radionuclidi
rilasciati, dosi di radiazioni risultanti, contromisure adottate e,
dove rilevante, valutazione dell'incidente nella Scala Internazionale
degli Eventi Nucleari (INES).

A7.2.1 KYSHTYM (1957)
Kyshtym è una città situata negli Urali meridionali della Russia.
Vicino alla città è collocato Chelyabinsk-40, una installazione
militare che produceva materiali per armi nucleari e che comprendeva
uno stabilimento radiochimico per l'estrazione del plutonio. Nel
processo venivano prodotte scorie ad alta radioattività (HLW),
successivamente stoccate sul posto in serbatoi di acciaio
inossidabile raffreddati ad acqua.
Descrizione dell'evento
Il 29 settembre del 1957, uno dei serbatoi d'acciaio contenente
70-80 tonnellate di HLW esplose, rilasciando radionuclidi
nell'ambiente. Dettagli precisi dell'incidente e delle sue cause non
sono noti. La commissione sovietica di investigazione concluse che la
causa più probabile del fatto era stata una esplosione chimica
all'interno di un serbatoio di HLW surriscaldato. È estremamente
probabile che problemi di corrosione e il mancato funzionamento del
sistema di monitoraggio causarono la perdita nel sistema di
raffreddamento ad acqua.
Stima dei rilasci
È stato stimato che sia stato rilasciato un totale di 740.000 TBq
di prodotti di fissione di varia natura, equivalente
approssimativamente al 10% del totale del materiale radioattivo
presente nel serbatoio. Il materiale radioattivo fu rilasciato ad una
altezza di circa 1000 metri e largamente disperso in forma di
aerosol. La deposizione del materiale di questa nuvola causò una
contaminazione diffusa nella zona nord-orientale del sito, lungo un
percorso di più di 300 km di lunghezza e su un area di circa 20.000
km(elevato a)2. Stime delle quantità dei singoli radionuclidi
rilasciati sono mostrati sotto forma di intervalli nella tabella
A7.3.
Tabella A7.3. Radionuclidi rilasciati in forma di aerosol durante
l'incidente di Kyshtym.


Parte di provvedimento in formato grafico


Valutazione delle dosi e provvedimenti di radioprotezione
I ratei di dose iniziali superarono i 4 Gy h(elevato a)-1 entro 100
m dal punto di rilascio e scesero a 30 mGy h(elevato a)-1 a 3 km. Le
dosi agli individui della popolazione nel primo anno derivarono
principalmente da (elevato a)144Ce e (elevato a)144Pr (dosi beta) e
(elevato a)95Zr e (elevato a)95Nb (dosi gamma), mentre nel lungo
periodo le dosi furono determinate da (elevato a)90Sr. Quasi 11.000
persone furono trasferite da 23 località in un'area di 700 km2, dove
la contaminazione al suolo di 0Sr superava 0.1 MBq m(elevato a)-2.
Solo un quarto circa di quest'area rimase disabitato fino alla fine
del 1990. Nell'area colpita furono applicate anche limitazioni
all'agricoltura. Non sono disponibili stime complete della dose
collettiva per la popolazione coinvolta in questo incidente.
Valutazione INES
L'incidente di Kyshtym sarebbe stato probabilmente collocato al
Livello 6 della Scala INES, come incidente severo, a causa del
rilascio all'esterno di prodotti di fissione e dell'esteso
provvedimento di evacuazione della popolazione.

A7.2.2. WINDSCALE (1957)
L'impianto di Windscale, gestito dalla UKAEA (United Kingdom Atomic
Energy Authority) era situato sulla costa del Cumberland
nell'Inghilterra nordoccidentale. Nell'impianto venivano utilizzati
due reattori identici ad uranio naturale moderato a grafite per
produrre plutonio. I reattori erano raffreddati con aria insufflata
da grandi ventilatori in ogni reattore. L'aria era successivamente
filtrata ed eliminata attraverso un camino. L'energia di Wigner
immagazzinata nel reticolo di grafite del reattore veniva
periodicamente rilasciata attraverso un processo di riscaldamento.
Descrizione dell'evento
Il 7 ottobre 1957, durante uno spegnimento di routine del reattore
n. 1, fu usato un riscaldamento per iniziare il rilascio dell'energia
di Wigner. Un errore strumentale associato ad una lettura scorretta
della temperatura del reattore provocò l'inizio della fusione del
combustibile. Gli iniziali tentativi di raffreddare il reattore
fallirono e scoppiò un incendio, coinvolgendo il combustibile di
uranio in forma metallica e la grafite. Il primo rilascio di
radioattività fu rilevato il 10 ottobre del 1957. A seguito di vari
tentativi senza successo, fu iniettata dell'acqua per raffreddare il
nocciolo del reattore.
Stima dei rilasci
Il sistema aperto di raffreddamento ad aria permise ai prodotti di
fissione di uscire dal camino. I filtri ridussero significativamente
le quantità di frammenti radioattivi di fissione rilasciati, ma non
furono efficaci nel prevenire il rilascio degli elementi volatili
come lo iodio e i gas nobili. Fu rilasciato anche il Polonio-210 che
si stava producendo nel reattore. Nella tabella A7.4 sono mostrate
stime dei radionuclidi rilasciati durante l'incendio di Windscale.

Tabella A7.4. Radionuclidi rilasciati durante l'incendio di
Windscale.


Parte di provvedimento in formato grafico


Valutazione delle dosi e provvedimenti di radioprotezione
La maggiore preoccupazione da un punto di vista sanitario riguardò
l'assunzione dello (elevato a)131I presente nel latte vaccino. Il
divieto al consumo di latte ridusse l'ingestione di iodio
radioattivo. Le dosi equivalenti alla tiroide nella popolazione
locale furono stimate in più di 20 mSv per gli adulti e più di 60
mSv per i bambini. Tuttavia, la massima attività misurata nella
tiroide di un bambino fu ricondotta ad una dose equivalente di circa
160 mSv. La dose efficace massima individuale, includendo
l'esposizione ad altri radionuclidi e attraverso diverse vie, è
stata stimata in 9 mSv. La tabella A7.5 mostra la dose efficace
collettiva ricevuta dalla popolazione nel Cumberland, nel Regno Unito
e in Europa a seguito dell'incidente.

Tabella A7.5. Dose collettiva efficace (Sv persona) dovuta
all'incendio di Windscale.



----------------------------------------------------------------
Via di contaminazione Cumberland Regno Unito Europa
----------------------------------------------------------------
Inalazione 35 900 980
----------------------------------------------------------------
Ingestione di latte 88 570 590
----------------------------------------------------------------
Altri cibi 12 170 190
----------------------------------------------------------------
Esterna da nube 4,9 54 57
----------------------------------------------------------------
Esterna da deposizione sul 12 190 210
terreno
----------------------------------------------------------------
Totale (arrotondato) 150 1.900 2.000
----------------------------------------------------------------
Valutazione INES
----------------------------------------------------------------



L'incidente di Windscale sarebbe stato posizionato al Livello 5
nella Scala Internazionale degli Eventi Nucleari, avendo comportato
rischi al di fuori del sito per il rilascio all'esterno di prodotti
di fissione.

A7.2.3. THREE MILE ISLAND (1979)
La centrale nucleare di Three Mile Island è ubicata in
Pennsylvania, negli USA nord orientali. La centrale comprende due
reattori ad acqua pressurizzata (PWR).
Descrizione dell'evento
Il 28 marzo 1979, un guasto tecnico non particolarmente rilevante
nel Reattore 2 portò ad una complessa sequenza di eventi con il
coinvolgimento dei sistemi di raffreddamento del reattore. Come
conseguenza, il reattore perse acqua dal suo circuito primario di
raffreddamento e le temperature del combustibile aumentarono
considerevolmente. Dopo alcune ore, un terzo del combustibile si era
fuso e grandi quantitativi di prodotti di fissione furono rilasciati
all'interno dell'alloggiamento del reattore. Alcuni prodotti volatili
di fissione, principalmente gas nobili ma con un piccolo quantitativo
di iodio, fuoriuscirono in un edificio adiacente e furono rilasciati
nell'atmosfera.
Stima dei rilasci
Stime dei rilasci di radionuclidi all'ambiente sono mostrate nella
Tabella A7.6. Furono rilasciate solo piccole quantità di iodio
radioattivo, paragonate ai gas nobili, grazie al complesso percorso
dal nocciolo all'atmosfera e al sistema di contenimento intatto, che
condusse l'aria ad uscire attraverso un sistema filtrante. Oltre a
ciò, poichè il Reattore 2 aveva cominciato a
funzionare solo un anno prima che l'incidente avvenisse,
l'inventario dei prodotti di fissione era ancora relativamente basso
al momento dell'incidente.

Tabella A7.6. Radionuclidi rilasciati durante l'incidente di Three
Mile Island


Parte di provvedimento in formato grafico


Valutazione delle dosi e provvedimenti di radioprotezione
La via principale che portò all'esposizione della popolazione fu
la radiazione esterna ad opera dei gas nobili trasportati dall'aria.
La massima dose gamma individuale esterna fuori sito fu stimata in
0.83 mSv alla base dei dosimetri a termoluminescenza posizionati nel
raggio di 1 km dal sito.
La dose media efficace all'interno di 1 km di distanza dal sito è
stata stimata in 0.8 mSv e la più alta dose equivalente alla tiroide
a meno di 0.2 mSv. La dose equivalente collettiva impegnata alla
tiroide e quella efficace entro gli 80 km sono state valutate negli
intervalli 14- 28 Sv - persona e 16-53 Sv - persona rispettivamente.
Durante l'incidente, le autorità consigliarono l'allontanamento di
gestanti e bambini in età prescolare residenti entro le 5 miglia (8
km) dall'impianto e il riparo al chiuso per le persone che vivevano
entro le 10 miglia. La popolazione entro le 5 miglia dall'impianto fu
stimata approssimativamente in circa 25.000 abitanti.
Poichè il rilascio risultò quasi interamente di gas nobili, non
ci fu una deposizione al suolo e conseguentemente la necessità di
adottare restrizioni sul consumo di alimenti o di contromisure di
più lungo termine.
Valutazione INES
L'incidente di Three Mile Island sarebbe stato posizionato al
Livello 5 nella Scala Internazionale degli Eventi Nucleari, in quanto
incidente con rischi al di fuori del sito. Tuttavia il criterio
determinante in questo caso fu il danno grave ad un'ampia parte del
nocciolo piuttosto che il rilascio in atmosfera di prodotti di
fissione.

A7.2.4 CHERNOBYL (1986)
La centrale nucleare di Chernobyl è situata approssimativamente
100 km a nord di Kiev, in Ucraina, vicino alla città di Pripyat. Nel
1986 nel sito erano in funzione quattro reattori RBMK ed altri due
erano in costruzione. Il reattore RBMK è moderato a grafite e
raffreddato ad acqua.
Descrizione dell'evento
Il 26 aprile 1986 erano in corso di esecuzione test di produzione
di elettricità durante l'arresto della turbina. Il test condusse uno
dei reattori in una condizione di funzionamento estremamente
instabile e che poteva essere raggiunta solo a seguito del blocco
manuale dei sistemi di sicurezza.
L'instabilità crescente del reattore, accoppiata con il quasi
totale sollevamento delle barre di controllo, generò un aumento
incontrollabile della potenza del reattore (valutato in circa 100
volte il massimo usuale). Successive violente reazioni chimiche e
l'aumento di produzione di calore causarono una esplosione che
rimosse parzialmente il coperchio di cemento del reattore, esponendo
il nocciolo in fiamme rilasciando radionuclidi in atmosfera. Il
rilascio è continuato per almeno dieci giorni.
Stima dei rilasci
I radionuclidi che si stima siano stati rilasciati sono mostrati in
Tabella A7.7. Fu rilasciato tutto l'inventario dei gas nobili
presenti nel nocciolo (isotopi di cripto e xeno), circa il 50-60%
dello iodio presente nel nocciolo, il 20-40% del cesio e circa il
3.5% delle terre rare e degli attinidi.

Tabella A7.7. Radionuclidi rilasciati durante l'incidente di
Chernobyl


Parte di provvedimento in formato grafico


Valutazione delle dosi e provvedimenti di radioprotezione
L'estensione e la complessità dell'impatto radiologico
dell'incidente non sono semplici da sintetizzare. Un numero stimato
di 237 lavoratori all'interno dell'impianto subirono sindromi acute
da radiazione di varia gravità e vi furono alcune decine di morti.
Le dosi risultanti, fino a un massimo di 16 Gy, derivarono
principalmente da radiazione esterna beta e gamma. Alcuni lavoratori
subirono ustioni molto gravi causate dalla contaminazione di pelle e
vestiti. A nessun membro della popolazione fu diagnosticata una
sindrome acuta da radiazione.
Le dosi agli individui della popolazione nella regione colpita
presentano un'ampia distribuzione. Le dosi al corpo intero nei primi
anni dopo l'incidente arrivano fino a alcune centinaia di mSv. Le
dosi alla tiroide ai bambini piccoli al tempo del rilascio sono state
stimate da valori trascurabili ad almeno 40 Sv nei casi estremi.
La dose collettiva efficace stimata alla popolazione della parte
europea dell'Unione Sovietica fu da 10(elevato a)5 a 10(elevato a)6
Sv - persona. La dose collettiva efficace alla popolazione europea fu
circa 8 10(elevato a)5 Sv - persona.
Circa 135.000 individui furono evacuati. Fu decisa una zona di
esclusione con un raggio di 30 km intorno al sito. In molti stati
europei risultarono contaminati generi alimentari, bestiame e corpi
d'acqua, con conseguenti restrizioni alla vendita e al consumo di
alcuni alimenti. Le restrizioni all'interno delle aree colpite
dell'ex Unione Sovietica ed altri paesi rimarrano ancora in vigore
per un numero non determinato di anni.
UNSCEAR ha stimato dosi medie annue di 30 mSv a quelle persone che
furono evacuate a seguito dell'incidente. Per le persone che
continuano a risiedere nelle aree contaminate, la dose annua è stata
stimata in 10 mSv nella prima decade successiva all'incidente.
UNSCEAR segnala che i valori massimi di dose potrebbero essere più
elevati di un ordine di grandezza.
Ci sono stati circa 1800 casi, ad oggi, di cancro alla tiroide in
bambini che furono esposti all'epoca dell'incidente. Sempre fino al
2004, non è ancora stato osservato nessun altro effetto sanitario
nella popolazione.
Valutazione INES
L'incidente di Chernobyl si colloca al Livello 7 nella Scala
Internazionale degli Eventi Nucleari, cioè come il maggiore
incidente che comporta rischi al di fuori del sito, a causa del
rilascio all'esterno con vasti effetti sull'ambiente e la salute
umana.

A7.2.5. GOIÂNIA (1987)
Nel 1985, a seguito del fallimento di una società medica nella
città di Goiânia, Brasile, una unità di radioterapia contenente una
sorgente ad elevata radioattività fu abbandonata in locali
parzialmente demoliti. La sorgente, 50 TBq di (elevato a)137Cs, era
nella forma salina di cloruro di cesio (altamente solubile),
compattato e doppiamente sigillato in acciaio.
Descrizione dell'evento
Nel settembre del 1987, alcuni abitanti del posto, in cerca di
residui metallici, tolsero la sorgente dal suo alloggiamento nella
macchina di radioterapia. In tal modo ruppero la sorgente e
conseguentemente diffusero ampiamente la contaminazione in tutta la
città. I granelli di sale di cesio emettevano un bagliore blu,
rendendo la polvere molto attraente. Sebbene la natura di questo
bagliore non sia stata ben compresa durante l'evento, si ritenne che
debba essere associata con la fluorescenza o la radiazione Cerenkov..
Parecchie persone del posto, che ormai avevano subito una seria
esposizione alla radiazione, incominciarono a mostrare malori. Una
persona di una famiglia colpita mostrò un pezzo della sorgente ad un
medico ritenendo che fosse all'origine della malattia. Dopo che
furono prese in considerazione varie spiegazioni, fu sospettato che
la causa fosse la radiazione e si cercò l'assistenza di un fisico
sanitario, che confermò livelli di radiazione molto elevati.
Valutazione delle dosi e provvedimenti di radioprotezione
Si stimò che ventuno persone avessero ricevuto dosi superiori a 1
Gy, la più alta delle quali fu approssimativamente 7 Gy. Quattro
persone morirono e molte soffrirono di ustioni da radiazione. Alcune
persone ingerirono quantitativi di 137Cs superiori a 1 GBq.
Il principale provvedimento radioprotezionistico, oltre che la cura
medica per le persone esposte, fu la decontaminazione. Essa fu
attuata in un periodo di sei mesi e comprese la demolizione di sette
alloggi e la produzione di 3.500 m3 di rifiuti radioattivi.

ALLEGATO 8

CAPACITÀ OPERATIVE DELLA RETE NAZIONALE
DI SORVEGLIANZA DELLA RADIOATTIVITÀ AMBIENTALE

A8 CAPACITÀ OPERATIVE DELLA RETE NAZIONALE DI SORVEGLIANZA DELLA
RADIOATTIVITÀ AMBIENTALE - (DICEMBRE 2008)

A8.1 PREMESSA
Il sistema nazionale di monitoraggio della contaminazione
ambientale è costituito dai laboratori elencati nel presente
allegato (elenco aggiornato al dicembre 2008). L'elenco evidenzia la
capacità operativa della rete in termini di tipologie di analisi che
ciascuna struttura è in grado di realizzare. Al riguardo, sono state
prese a riferimento le matrici, ambientali e alimentari e le
tipologie di misura di maggior rilievo nel corso di un'emergenza
radiologica.
Per quanto riguarda la tipologia dei campioni da analizzare sono
state considerate le seguenti matrici:
- ambientali: particolato atmosferico, fallout, terreno, acque
potabili
- alimentari: latte, vegetali, altre matrici alimentari
Per gli aspetti analitici, sono state evidenziate le competenze di
ciascun Laboratorio per quanto attiene a:


Parte di provvedimento in formato grafico




Parte di provvedimento in formato grafico

ALLEGATO 9

GRUPPO DI LAVORO PER LA "REVISIONE DEL PIANO NAZIONALE
DELLE MISURE PROTETTIVE CONTRO LE EMERGENZE RADIOLOGICHE"

GRUPPO DI LAVORO PER LA "REVISIONE DEL PIANO NAZIONALE
DELLE MISURE PROTETTIVE CONTRO LE EMERGENZE RADIOLOGICHE",
istituito con decreto rep. n. 6636 del 12 dicembre 2007




Riccardo COLOZZA Dipartimento della protezione civile
Giovanni DODDI Dipartimento della protezione civile
David FABI Dipartimento della protezione civile
Silvia FRANZERO Dipartimento della protezione civile
Cosimo GOLIZIA Dipartimento della Protezione civile
Marco LEONARDI Dipartimento della protezione civile
Sergio MANCIOPPI Dipartimento della protezione civile
Marzia MATTEUCCI Dipartimento della protezione civile
Valeria PALMIERI Dipartimento della protezione civile
Roberto PIZZI Dipartimento della protezione civile
Lorella SALVATORI Dipartimento della protezione civile
Salvatore FRULLANI Istituto Superiore di Sanità
Antonia ROGANI Istituto Superiore di Sanità
Giuseppe DE LUCA Istituto Superiore per la Protezione
e la Ricerca Ambientale
Lamberto MATTEOCCI Istituto Superiore per la Protezione
e la Ricerca Ambientale
Paolo ZEPPA Istituto Superiore per la Protezione
e la Ricerca Ambientale