Advanced processes and techniques for the treatment and handling of waste graphite generated by the decommissioning of graphite-moderated nuclear reactors and potential impact on workers' health

This research project focuses on graphite moderated nuclear reactors decommissioning, which represents a current technological issue due to the challenges connected to the extraction, treatment and management of waste graphite, since it contains long-lived radionuclides (e.g. 14C, 36Cl). The purpose is to contribute to the improvement of workplace safety and health interconnected aspects. Concerning safety aspect, research activities are related to two topics investigated in the framework of Inno4graph European project (EU H2020 Inno4graph): bulk oxidation of nuclear graphite and coating painting for dust dispersion control. Studies on bulk oxidation of nuclear graphite aim to provide a standard procedure to assess feasibility of cutting operations that involve heat generation and a possible thermal degradation of graphite components to evaluate the risk of contaminated powder generation. Coating painting could be a useful tool to avoid graphite dust spread during handling of dismantled components. These tasks are developed since most of the nuclear graphite has not been removed from shutdown fission reactors and decommissioning procedures are still being developed. Concerning health in the workplace, research studies concentrate on the development of a procedure to evaluate the potential health impact of graphite particles on the respiratory tract, in case of accidental inhalation. Literature analyses and experimental campaigns were carried out to develop replicable procedures and collect data that could be a starting point for irradiated graphite management.

Questo progetto di ricerca si concentra sullo smantellamento dei reattori nucleari moderati a grafite, che rappresenta una problematica tecnologica attuale a causa delle sfide legate all’estrazione, al trattamento e alla gestione dei rifiuti di grafite, in quanto contenenti radionuclidi a lunga vita (ad esempio, ¹⁴C, ³⁶Cl). L’obiettivo è contribuire al miglioramento della sicurezza e degli aspetti legati alla salute sul luogo di lavoro. Per quanto riguarda la sicurezza, le attività di ricerca si concentrano su due tematiche studiate nell’ambito del progetto europeo Inno4graph (EU H2020 Inno4graph): l’ossidazione della grafite nucleare e l’applicazione di rivestimenti protettivi per il controllo della dispersione delle polveri. Gli studi sull’ossidazione della grafite nucleare mirano a fornire una procedura standard per valutare la fattibilità delle operazioni di taglio che comportano generazione di calore e una possibile degradazione termica dei componenti in grafite, al fine di valutare il rischio di generazione di polveri contaminate. L'applicazione di rivestimenti protettivi (coating) potrebbe rappresentare uno strumento utile per evitare la dispersione di polveri di grafite durante la movimentazione dei componenti smantellati. Queste attività di ricerca sono state condotte poiché gran parte della grafite nucleare non è ancora stata rimossa dai reattori a fissione dismessi e le procedure di smantellamento sono ancora in fase di sviluppo. Per quanto riguarda la salute nei luoghi di lavoro, gli studi si concentrano sullo sviluppo di una procedura per valutare il potenziale impatto sulla salute delle particelle di grafite sul tratto respiratorio, in caso di inalazione accidentale. Sono state condotte analisi della letteratura e campagne sperimentali al fine di sviluppare procedure replicabili e raccogliere dati che possano costituire un punto di partenza per la gestione della grafite irradiata.