Attività di ricerca ed Infrastrutture “calde” Francesco...
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Workshop ENEA e la Ricerca sul Nucleare – Roma – 10 aprile 2008 Francesco Troiani – ENEA-FPN
Reattori Nucleari ed Impianti- TRIGA RC-1 – 1 MW- RSV TAPIRO – 5 kW- CALLIOPE
Istituti- Istituto di Radioprotezione- Istituto nazionale di metrologia delle radiazioni ionizzanti
Laboratori- Sviluppo metodi di caratterizzazione con tecniche non-distruttive - Sviluppo metodi di caratterizzazione con tecniche distruttive e chimica
degli attinidi (in fase di realizzazione - CR Saluggia)
Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi
Attività di ricerca ed Infrastrutture “calde”(Francesco Troiani)
Workshop ENEA e la Ricerca sul Nucleare – Roma – 10 aprile 2008 Francesco Troiani – ENEA-FPN
TRIGA RC-1 – 1 MW
Potenza 1 MWth
Combustibile Lega Uranio – ZrH (8.5% Wt U)
Arricchimento 20 % 235UModeratore ZrH, H2O
Raffreddamento Acqua demineralizzata in circolazione naturale
Riflettore Grafite
Organi di Controllo#4 B4C Shim Rods Fuel Follower#1 B4C Regolazione Fine
Cladding Combustibile Inox - 0.5 mm spessore
CaricamentoU – 235
~ 38 g / elemento ~ 3400 g totale
Possibilità di Operazione
6 ore/g – 5 giorni/s– 10 mesi/a
PotenzialitPotenzialitàà- Radiografia e Tomografia Neutronica- Attivazione Materiali- Disponibilità cavità termica- Diffrattometria neutronica- Generazione fasci epitermici- Training per studenti e autorità di controllo
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TRIGA RC-1 – Flussi neutronici e particolari applicazioni
Posizione Flusso Neutronico[nįcm-2įs-1]
Rastrelliera girevole (40 posizioni) 2.00į1012
Sistema Pneumatico (Rabbit) 1.25į1013
Canale Centrale 2.68į1013
Collimatore Colonna Termica ~1.00į106
Collimatore Canale Tangenziale ~1.00į108
Sezione Virtuale Batteria al Li 15 cm
RadioscopiaFuel Cell infunzione
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RSV TAPIRO – 5 kW - flussi neutronici e potenzialità
Construction date: January 1964 1st criticality: April 1971 Reactor type: fast neutron source Maximum power: 5 kW Maximum neutron flux at the core center: 4.0×1012 cm-2⋅s-1 Average neutron flux in the core: 2.3×1012 cm-2⋅s-1 Average neutron flux in the reflector: 1.3×1011 cm-2⋅s-1 Core Geometry: cylindrical shape Dimensions: diameter = 12.6 cm, height = 11.5 cm Fuel: metallic alloy (U 98.5%, Mo 1.5%)
enrichment: 93.5 % U235
density: 18.5 g⋅cm-3 Coolant: Helium
Reflector Geometry: cylindrical shape Dimensions: outer diameter = 80 cm, outer height = 72 cm Material: Copper Control material: Copper Number of control elements: 5 Biological shield Geometry: aproximately spherical Thickness: 175 cm Material: heavy boron concrete
PotenzialitPotenzialitàà- Disponibilità cavità di neutroni veloci - BNCT Epitermica o Termica- Blanket materiali per HTGR
> Validazione codici
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RSV TAPIRO – Attività di ricerca
facility termica (INFN-LNL) per la ricerca su composti del boro per il il melanoma cutaneo e per studi di microdosimetria
facility epitermica per la sperimentazione nel trattamento di alcuni tumori cerebrali
Tra i vari canali sperimentali, il vano “colonna termica”(110×110×160 cm3) è quello di dimensioni maggiori ed è attualmente utlizzato per la ricerca sulla BNCT (Boron Neutron Capture Therapy ):
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Impianto di Irraggiamento CALLIOPE - 60Co
Dimensioni cella di irraggiamento:Dimensioni cella di irraggiamento:7 x 6 x 3.9 mMassima attivitMassima attivitàà permessa:permessa:3.7x1015 BqAttivitAttivitàà attuale (gennaio 2008):attuale (gennaio 2008):4.66x1014 BqMassima intensitMassima intensitàà di dose attuale:di dose attuale:3.9 kGy/h in aria
AttivitAttivitàà principali:principali:- Dosimetria- Effetti delle radiazioni sui materiali ( polimeri, componenti elettronici,
etc)- Effetti delle radiazioni su sistemi biologici
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Istituto di Radioprotezione
Ricerca, Sviluppo e Qualificazione:Ricerca, Sviluppo e Qualificazione:- sicurezza radiologica in impianti complessi di ricerca
sulla fusione nucleare (i.e. ITER e acceleratori di alta energia),
- tecniche di dosimetria delle radiazioni ionizzanti,- valutazioni di dose da rilasci ambientali,- biologia molecolare per identificare le curve di rischio
dose-effetto, alle basse dosi.
Sorveglianza fisica di radioprotezione:Sorveglianza fisica di radioprotezione:- sorveglianza fisica operativa - sorveglianza ambientale,- dosimetria individuale,- monitoraggio radon.
Servizi:Servizi:- prestazione di servizi tecnici di dosimetria a soggetti
esterni,- centro taratura delle radiazioni ionizzanti.
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Istituto Nazionale di Metrologia delle Radiazioni Ionizzanti
Ruolo:Ruolo:L’Istituto ha il ruolo assegnato all’Enea dalla legge 273/1991 di Istituto Metrologico Primario nel settore delle radiazioni ionizzanti, sviluppando e mantenendo numerosi sistemi campione a livello nazionale.Ha, inoltre, il compito di svolgere le funzioni di omologazione degli strumenti di misura per radioprotezione in ambito UE e la certificazione di taratura di tali strumenti.
RicercaRicerca::Di metodi di base e di mezzi di misura delle radiazioni ionizzanti con particolare riferimento alle necessità della radioterapia, della radiodiagnostica e della radioprotezione
Servizi:Servizi:- Taratura degli strumenti di misura delle radiazioni
ionizzanti con certificazione riconosciuta a livello internazionale.
- Supporto tecnico per l'accreditamento di centri secondari di taratura, nell'ambito del Servizio di Taratura in Italia (SIT).
- Svolgimento di programmi di affidabilità delle misure delle radiazioni ionizzanti a livello nazionale, mediante periodiche campagne di interconfronti.
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Sviluppo Sistemi di CaratterizzazioneNecessitNecessitàà di caratterizzazionedi caratterizzazione
EURATOM Autorità Italianamateriali rilasciati generico val rapp. generico met./cem./altri
3H 1000-10000 3.000 100 1 / 1 / 0,114 C 100-1000 300 10 1 / 1 / 0,1
54 Mn 0,1-1 0,3 0,1 1 / 0,1 / 0,155 Fe 100-1000 300 100 1 / 1 / 0,160 Co 0,1-1 0,3 0,1 1 / 0,1 / 0,159 Ni - - 100 1 / 1/ 0,163 Ni 1000-10000 3.000 100 1 / 1 / 0,190 Sr 1-10. 3 1 1 / 1 / 0,1
125 Sb - - 1 1 / 1 / 0,1134 Cs 0,1-1 0,3 0,1 0,1 / 0,1 / 0,1137 Cs 0,1-1 0,3 1 1 / 1 / 0,1152 Eu 0,1-1 0,3 0,1 1 / 0,1 / 0,1154 Eu - - 0,1 1 / 0,1 / 0,1241 Pu 10-100 30 1 1 / 1 / 0,1
alpha emettitori vedi sotto vedi sotto 0,1 / 0,1 / 0,1234/235/238 U 0,1-1 0,3 1
239/240 Pu 0,1-1 0,3 0,1241 Am 0,1-1 0,3 0,1242 Cm - - 1244 Cm 0,1-1 0,3 0,1
IAEA
IAEAIAEA--TECDOCTECDOC--855 855 (1996)(1996)
Radiation Protection Radiation Protection 122 (2000)122 (2000)
Ordinanza 5/2003 Ordinanza 5/2003 Commissario Delegato Commissario Delegato
OPCM 3267/7 marzo 2003OPCM 3267/7 marzo 2003
Per confronto si consideri che,Radiation Protection 122 EUR,riporta:
nel cemento 40K = 0,4 Bq/gnel tufo 40K = 1,8 Bq/gnel granito 40K = 0,64 Bq/g
e, l’ICRP 30, nel corpo umano:
40K = 0,06 Bq/g14C = 0,21 Bq/g
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Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione
Wide opendetectiongeometry
measuredvolume V
Tecniche Tecniche GammaGamma--globaliglobali
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Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione
collimatedGe-detector
measuredvolume V
Tecniche Tecniche GammaGamma--segmentali segmentali e e tomografichetomografiche
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Sviluppo Sistemi di Caratterizzazione
Tecniche NeutronicheTecniche Neutroniche
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Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattiviServizio Integrato ENEAServizio Integrato ENEA--NUCLECO S.p.A.NUCLECO S.p.A.
Raccolta, Trattamento, Condizionamento e stoccaggio rifiuti radiRaccolta, Trattamento, Condizionamento e stoccaggio rifiuti radioattivioattivinon elettronon elettro--nucleari nucleari
Confezionamento dei rifiuti presso la sede del produttore.
Trasporto, con mezzi autorizzati, presso la sede centrale della NUCLECO.
Ricezione, caratterizzazione, etichettatura, riempimento e trattamento negli impianti e nei laboratori in Casaccia (di proprietà ENEA).
Stoccaggio temporaneo, in attesa dello smaltimento nel deposito definitivo nazionale o in attesa del decadimento per lo smaltimento in esenzione.
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Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattiviLa partecipata NUCLECO S.p.A.La partecipata NUCLECO S.p.A.
Attività principali:- Trattamento (minimizzazione), condizionamento, deposito
temporaneo dei rifiuti radioattivi liquidi e solidi di terzi.- Smantellamento di sezioni di impianti, componenti e
bonifiche di siti (nucleari e convenzionali).- Progettazione, realizzazione ed esercizio di impianti di
smantellamento e trattamento rifiuti, presso terzi.- Caratterizzazione radiologica e chimica di siti nucleari e
non, dei materiali e dei rifiuti.- Sviluppo e qualificazione dei processi di condizionamento.- Servizi tecnologici (interventi di squadre operative, direzione
lavori, analisi di sicurezza,radioprotezione operativa, etc).
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Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi
Studi sul condizionamento ed isolamento dei rifiuti radioattiviStudi sul condizionamento ed isolamento dei rifiuti radioattivi
Condizionamento Modulo di isolamento
Cella di smaltimento
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Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi
Studi sullo smaltimento dei rifiuti radioattiviStudi sullo smaltimento dei rifiuti radioattivi
A Supporto al processo decisionaleB Stato dellÕarte su studi e ricerche in ItaliaC Aggiornamento dellÕinventario nazionale dei rifiuti radioattivi e modalit� di gestione futuraD Attivit� relative alla caratterizzazione dei rifiuti da conferire al sito di smaltimento e di depositoE Analisi propedeutiche alla progettazione del depositoF Linee guida per il trasporto e il deposito dei rifiutiG Linee guida per la securityH Linee guida per comunicazione, informazione e formazione
Accordo di Programma ENEA-MSE: Attivit�a supporto della individuazione e scelta di un sito e perla successiva realizzazione di un deposito di smaltimento dei rifiuti radioattivi di II Categoria e di undeposito di stoccaggio a medio-lungo termine dei ri
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Gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi
Studi sullo smaltimento dei rifiuti radioattiviStudi sullo smaltimento dei rifiuti radioattivi
Obiettivi
Fornire strumenti tecnico-scientifici (safety & security) per minimizzare l’impatto dell’insediamento
Creare un sistema di collaborazione, dimostrando che il processopuò portare ad indubbi benefici, con i potenziali rischi sotto controllo ed in assenza di situazioni di emergenza
Dimostrare che lo smaltimento dei rifiuti radioattivi e la custodia dei materiali nucleari possono essere effettuati nel rispetto dell'ambiente e con effetti positivi sull'economia locale
Dimostrare che lo smaltimento dei rifiuti radioattivi rende possibile il decommissioning degli impianti obsoleti con minori costi, in tempi più brevi e con più elevato livello di sicurezza