Radiazioni ionizzanti Industrie NORM | D.lgs 101/2020 e 81/2008

ID 11521 | 09.09.2020

Il Decreto Legislativo 31 luglio 2020 n. 101 , attuazione della direttiva 2013/59/Euratom, pubblicato sulla GU Serie Generale n.201 del 12-08-2020 - Suppl. Ordinario n. 29, al Titolo XVII, al Capo II del Titolo IV disciplina le pratiche che comportano l'impiego di materiali contenenti radionuclidi di origine naturale, ovvero le cd Industrie NORM.

Tra gli obblighi previsti per l'esercente di industrie NORM è che i risultati delle misurazioni e le relazioni tecniche (dell’esperto di radioprotezione, ove nominato se i risultati delle misurazioni sono superiori ai livelli di esenzione) devono essere parte integrante del documento di valutazione del rischio di cui all’articolo 17, del decreto legislativo 9 aprile 2008, n. 81.
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L’acronimo NORM sta per Naturally Occurring Radioactive Material: 

indentifica quei materiali abitualmente non considerati radioattivi ma che possono contenere elevate concentrazioni di radionuclidi naturali per cui sono considerati di interesse dal punto di vista della protezione dei lavoratori e del pubblico.

Le attività NORM sono quindi quelle attività lavorative convenzionali, nelle quali fanno parte del ciclo produttivo materie prime o sottoprodotti o residui che, non per le loro proprietà fissili o fertili ma a seguito di processi industriali, possono avere un contenuto di radioattività naturale elevato, o comunque non trascurabile dal punto di vista della protezione dei lavoratori e del pubblico.
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Art. 7 Definizioni Decreto Legislativo 31 luglio 2020 n. 101 

[…]
107) «pratica»: un'attivita' umana che puo' aumentare l'esposizione di singole persone alle radiazioni provenienti da una sorgente di radiazioni ed e' gestita come una situazione di esposizione pianificata
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Le attività che rientrano nell'ambito di applicazione della normativa hanno l'obbligo, entro dodici mesi dall'entrata in vigore del decreto - ovvero entro il 27 agosto 2021 - o dall'inizio della pratica, di provvedere alle misurazioni delle concentrazioni di attività dei materiali presenti nel ciclo produttivo e nei residui di lavorazione, avvalendosi di organismi riconosciuti.

Nel caso in cui i risultati delle misurazioni siano superiori ai livelli di esenzione è necessaria la nomina di un Esperto in Radioprotezione che procederà all'attuazione degli adempimenti di radioprotezione prescritte per la tutela dei lavoratori.

L'articolo 22 prevede che la relazione tecnica contenente gli esiti delle valutazioni effettuate dall'Esperto in Radioprotezione siano parte integrante della valutazione dei rischi ai sensi del D.lgs 81/08.
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I settori industriali ai quali si applicano le nuove disposizioni sono più numerosi rispetto a quelli non coinvolti dalla normativa di radioprotezione in precedenza, ad esempio i cementifici, la geotermia, gli impianti per la filtrazione delle acque di falda.
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Nell’ambito dei settori industriali di cui all'allegato II (vedere Tabella II-1), si considerano le attività che comportano:

a) l'uso o lo stoccaggio di materiali che contengono radionuclidi di origine naturale;

b) la produzione di residui o di effluenti che contengono radionuclidi di origine naturale.

Nel caso delle pratiche, gli strumenti di radioprotezione sono:

- i livelli di esenzione, 
- i livelli di allontanamento e 
- il limite di dose.

L’esercente di tali pratiche provvede alla misurazione della concentrazione di attività sui materiali presenti nel ciclo produttivo, sui residui ed eventualmente effluenti.

Nel caso in cui tali valori di concentrazione risultino inferiori ai livelli di esenzione in termini di concentrazione di attività, la pratica si può considerare esente dagli obblighi di notifica ed uscire dal sistema di radioprotezione, con la sola richiesta di ripetere tali misurazioni radiometriche con cadenza triennale.

Nel caso i suddetti valori siano superiori livelli di esenzione in termini di concentrazione di attività, è necessario valutare la dose efficace ai lavoratori e all’individuo rappresentativo: se dalle valutazioni risultano non superati i livelli di esenzione in termini di dose al lavoratore e all’individuo rappresentativo, la pratica ha una nuova opportunità per considerarsi esente dagli obblighi di notifica ed uscire dal sistema di radioprotezione, con la sola richiesta di ripetere tali valutazioni con cadenza triennale.

In caso di superamento dei livelli di esenzione in termini di dose al lavoratore e all’individuo rappresentativo si applica quanto previsto ai titoli XI e XII inerenti rispettivamente la protezione dei lavoratori e la protezione della popolazione.
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Art. 20 Campo di applicazione 
1. Le disposizioni del presente capo si applicano alle pratiche nelle quali la presenza di sorgenti di radiazioni ionizzanti di origine naturale determina un livello di esposizione dei lavoratori o degli individui della popolazione che non può essere trascurato sia dal punto di vista della radioprotezione sia dal punto di vista dell’ambiente e che si svolgono nell’ambito dei settori industriali di cui all’allegato II, che comportano:
a) l’uso o lo stoccaggio di materiali che contengono radionuclidi di origine naturale;
b) la produzione di residui o di effluenti che contengono radionuclidi di origine naturale.

[...]
Art. 22. Obblighi dell’esercente 
1. Per le pratiche di cui all’articolo 20, l’esercente, entro dodici mesi dall’entrata in vigore del presente decreto o dall’inizio della pratica, provvede alla misurazione della concentrazione di attività sui materiali presenti nel ciclo produttivo e sui residui derivanti dall’attività lavorativa stessa ai sensi del comma 6.
2. Fatto salvo quanto previsto nell’articolo 29, nel caso in cui i risultati delle misurazioni non siano superiori ai livelli di esenzione in termini di concentrazione di attività di cui all’allegato II, l’esercente provvede alla ripetizione delle misure con cadenza triennale e comunque nel caso di significative variazioni del ciclo produttivo o delle caratteristiche radiologiche delle materie in ingresso. L’esercente conserva i risultati delle misurazioni per un periodo di sei anni.
3. Nel caso in cui i risultati delle misurazioni siano superiori ai livelli di esenzione in termini di concentrazione di attività di cui all’allegato II, l’esercente, entro sei mesi dal rilascio della relazione tecnica di cui al comma 6, provvede alla valutazione delle dosi efficaci ai lavoratori e all’individuo rappresentativo derivanti dalla pratica.
Nel caso in cui dalle valutazioni di dose efficace non risultino superati i livelli di esenzione di cui all’allegato II per i lavoratori e per l’individuo rappresentativo, l’esercente provvede a ripetere le misure di cui al comma 1 con cadenza triennale e comunque ogni volta che si verificano significative variazioni del ciclo produttivo o delle caratteristiche radiologiche dei materiali in ingresso. L’esercente trasmette la relazione tecnica di cui al comma 7 con i risultati delle valutazioni di dose efficace agli organi del SSN e alla sede dell’INL territorialmente competenti e conserva la relativa documentazione per un periodo di 6 anni.
4. Ferma restando l’applicazione delle disposizioni di cui all’articolo 44, quando dalle valutazioni di dose efficace di cui al comma 3 risulta superato il livello di esenzione di dose efficace per i lavoratori o per l’individuo rappresentativo, l’esercente adempie gli obblighi previsti dall’articolo 24, e gli obblighi di cui al Titolo XI nel caso di superamento della dose efficace per i lavoratori ovvero gli obblighi del Titolo XII nel caso di superamento della dose efficace per l’individuo rappresentativo.
5. Nel caso in cui l’esercente, a seguito di attuazione di misure correttive volte alla riduzione delle dosi efficaci per i lavoratori e per l’individuo rappresentativo, dimostri che la dose efficace risulta non superiore al livello di esenzione, lo stesso trasmette ai soggetti di cui all’articolo 24, comma 2, i risultati della nuova valutazione corredata dalla descrizione delle misure correttive adottate ai fini dell’eventuale esenzione della pratica dagli obblighi di cui al comma 4. L’esercente, in tal caso, conserva la relativa documentazione per un periodo di sei anni e attua le previsioni di cui al comma 2.
6. Le misurazioni sono effettuate da organismi riconosciuti ai sensi dell’articolo 155, commi 3 e 4, che rilasciano una relazione tecnica con i risultati delle stesse. Le misurazioni sono effettuate secondo guide tecniche emanate dall’ISIN ai sensi dell’articolo 236 o, in mancanza di queste, secondo norme di buona tecnica nazionali o internazionali. I risultati delle misurazioni sono trasmessi con cadenza semestrale dai suddetti organismi all’apposita sezione della banca dati della rete nazionale di sorveglianza della radioattività ambientale di cui all’articolo 21 secondo le modalità indicate dall’ISIN.
7. Per gli adempimenti previsti dai commi 3, 4 e 5, l’esercente si avvale dell’esperto di radioprotezione che rilascia una relazione tecnica contenente i risultati delle misurazioni delle concentrazioni effettuate, le valutazioni di dose efficace per i lavoratori e per l’individuo rappresentativo, le eventuali azioni di controllo, le misure correttive volte alla riduzione delle dosi efficaci dei lavoratori e della popolazione, le indicazioni di radioprotezione, nonché le eventuali misure da adottare ai fini della sorveglianza fisica della radioprotezione.
8. I risultati delle misurazioni e le relazioni tecniche dell’esperto di radioprotezione costituiscono parte integrante del documento di valutazione del rischio di cui all’articolo 17, del decreto legislativo 9 aprile 2008, n. 81.
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Industrie NORM e D.Lgs. 81/2008

I risultati delle misurazioni e le relazioni tecniche dell’esperto di radioprotezione costituiscono parte integrante del documento di valutazione del rischio di cui all’articolo 17, del decreto legislativo 9 aprile 2008, n. 81.
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Elenco dei settori industriali

Allegato II SEZIONE II: PRATICHE CHE COMPORTANO L’IMPIEGO DI MATERIALI CONTENENTI RADIONUCLIDI DI ORIGINE NATURALE

1. Elenco dei settori industriali di cui all’articolo 20

L’elenco dei settori industriali e delle relative classi o tipi di pratiche che comportano l'impiego di materiali contenenti radionuclidi di origine naturale, compresa la ricerca e i processi secondari pertinenti, di cui all’articolo 20 è riportato nella tabella II-1.

2. Livelli di esenzione in termini di concentrazione di attività di cui all’art. 22

1) Non devono essere notificate le pratiche che non comportano il superamento dei valori di attività totali (Bq) per l'esenzione riportati nella tabella II-2. I livelli si applicano a tutti i radionuclidi della catena di decadimento di U-238 o Th-232.

2) I valori della Tabella II-2 del presente allegato si applicano singolarmente a ogni nuclide capostipite. Per il Po-210 o Pb-210 si utilizza il valore di 5 kBq kg-1.

3) Per i fanghi petroliferi si adottano valori di esenzione 5 volte superiori a quelli della tabella II-2 e 100 kBq kg-1 per U-nat, Th-230, Th-232, Po-210 o Pb-210 e 10 kBq/kg per Ra-228.

4) Nel caso in cui i residui siano destinati ad essere smaltiti in discarica o riutilizzati per la costruzione di strade i livelli di esenzione per detti residui è pari al 50% dei valori riportati nella tabella II-2 a meno che non si dimostri che la dose all’individuo rappresentativo non superi il valore riportato al paragrafo II-3.

5) Nel caso in cui i residui siano destinati all’incenerimento, ai fini dell’esenzione della pratica l’esercente deve comunque dimostrare che sia rispettato il livello di esenzione in termini di dose efficace per l’individuo rappresentativo di cui al punto 3, anche se i valori di concentrazione di attività dei residui da smaltire risultano inferiori ai valori riportati in Tabella II-2.

6) I valori di cui alla Tabella II-2 non possono essere usati per esonerare l'incorporazione nei materiali da costruzione di residui delle attività lavorative di cui all'articolo 29. A tal fine, è necessario verificare la conformità alle disposizioni dell'articolo 29.

7) Il rispetto dei livelli di esenzione in termini di concentrazione di attività riportati nel presente paragrafo assicura, senza ulteriori valutazioni, il rispetto dei livelli di esenzione per i lavoratori e l’individuo rappresentativo.

3. Livelli di esenzione in termini di dose efficace

Sono fissati i seguenti livelli di esenzione:

1) Il livello di esenzione in termini di dose efficace per i lavoratori è fissato in 1 milliSv a-1.

2) Il livello di esenzione in termini di dose efficace per l’individuo rappresentativo è 0,3 milliSv a-1.

4. Criteri, modalità e livelli allontanamento

1) I valori dei livelli di allontanamento sono pari ai valori di esenzione di cui al paragrafo II-2 punti 1), 2), 3).

2) I valori dei livelli di allontanamento per i residui destinati ad essere smaltiti in discarica o riutilizzati per la costruzione di strade sono, per tutti i radionuclidi, il 50% dei valori di esenzione di cui al paragrafo II-2 punti 1), 2), 3). Per tali destini i residui possono essere allontanati per valori di concentrazione di attività superiori se la dose efficace per l’individuo rappresentativo è inferiore al valore riportato nel paragrafo II-3.

3) Nel caso di smaltimento nell’ambiente di residui ed effluenti che impattano potenzialmente su fonti di acqua potabile si deve dimostrare che la dose efficace agli individui della popolazione è inferiore a 0,1 milliSv a-1.

4) In relazione a particolari situazioni o destinazioni dei materiali oggetto dell’allontanamento, le autorità competenti possono stabilire per i livelli di allontanamento in concentrazione di massa, per materiali specifici o per destinazioni specifiche, valori superiori a quelli riportati nella Tabella II-2 richiedendo la dimostrazione che, in tutte le possibili situazioni prevedibili, l’allontanamento avvenga nel rispetto dei criteri di esenzione in termini di dose efficace per l’individuo rappresentativo.

Tabella II-2

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Allontanamento dei residui prodotti da industrie NORM

Per i residui prodotti da industrie NORM è introdotta una classificazione tra esenti (qualora il contenuto radiologico è inferiore ai livelli generali di allontanamento) e non esenti.

I residui esenti sono esclusi dal campo di applicazione del sistema di radioprotezione e necessitano di autorizzazione per essere gestiti, smaltiti nell’ambiente, riciclati o riutilizzati nel rispetto della disciplina generale delle emissioni in atmosfera o della gestione dei rifiuti di cui al decreto legislativo 3 aprile 2006, n. 152.

I residui non esenti devono essere smaltiti in discariche autorizzate, in possesso di requisiti descritte nella norma all’articolo 26 e con e secondo le modalità di cui all’allegato VII.
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Radioattività naturale nei materiali da costruzione

I materiali da costruzione rappresentano una sorgente di esposizione alle radiazioni ionizzanti per la popolazione tutt’altro che trascurabile. Possiamo distinguere due grandi tipologie: i materiali da costruzione di origine naturale e quelli “di nuova generazione”.

La presenza di radionuclidi naturali (principalmente 238U, 232Th con i loro discendenti e il 40K) dipende, nel caso dei materiali di origine naturale, dalla loro natura geomorfologica (si tratta di rocce estratte localmente ed utilizzate in edilizia, come nel caso di tufo, pozzolana, granito, ecc.), oppure - nel caso di materiali da costruzione di nuova generazione - dalla presenza di residui di attività NORM (ad esempio ceneri di carbone, fosfogesso, ecc.) utilizzati come additivi.

I materiali da costruzione possono quindi determinare una esposizione significativa ai raggi gamma e contribuire alla concentrazione di radon negli ambienti chiusi: l’entità di questa esposizione dipende dalla concentrazione dei nuclidi sopra citati e dalle caratteristiche strutturali, geometriche e di utilizzo dell’ambiente interno considerato. Sono stati elaborati molti modelli (room model), i quali, sulla base dalla concentrazione di attività di 226Ra, 232Th e 40K, delle dimensioni della camera standard, dello spessore delle pareti, della presenza o meno di porte e finestre e del rateo di ventilazione, sono in grado di stimare il contributo fornito dal materiale in oggetto in termini di dose gamma (mSv/y). Il room model che è stato adottato dall’Unione Europea è descritto nella guida tecnica Radiation Protection 112 (RP112). In questa pubblicazione, sulla base del room model utilizzato, è stato introdotto un indice I come strumento di screening per identificare materiali da costruzione che possano ritenersi di interesse dal punto di vista della popolazione.

La Direttiva 59/2013/Euratom recepita in Italia dal D.lgs 101/2020 adotta quanto raccomandato nella guida tecnica RP112 stabilendo la necessità di porre attenzione al controllo dell’esposizione della popolazione all’irraggiamento gamma derivate dai radionuclidi presenti nei materiali da costruzione.

Questo aspetto è di nuova introduzione nel sistema regolatorio italiano. Si riferisce ad alcune tipologie di materiali da costruzione presenti sul mercato: i materiali da costruzione che rientrano nel campo di applicazione della legge sono elencati nell’allegato II e di seguito riportati.
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1. Materiali naturali

Alum-shale (cemento contenente scisti alluminosi).
Materiali da costruzione o additivi di origine naturale ignea tra cui:
granitoidi (quali graniti, sienite e ortogneiss);
porfidi;
tufo;
pozzolana;
lava.

2. Materiali che incorporano residui dalle industrie che lavorano materiali radioattivi naturali tra cui:

ceneri volanti;
fosfogesso;
scorie di fosforo;
scorie di stagno;
scorie di rame;
fanghi rossi (residui della produzione dell'alluminio);
residui della produzione di acciaio.
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...Segue in allegato 

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Sezione D.Lgs. 101/2020 Radiazioni ionizzanti

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Decreto Legislativo 31 luglio 2020 n. 101
D.Lgs. 81/2008 Testo Unico Salute e Sicurezza Lavoro
Radiazioni ionizzanti: quadro normativo
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