Fisicamente

di Roberto Renzetti

FRANCO CARLINI ,

Un luogo comune si sta imponendo con tutta la forza dell’ovvio, ma immotivato. Lo propagandano le industrie, i governi e molti commentatori. Lo fanno proprio anche molti ricercatori ed esso suona così: avete proprio ragione, l’effetto serra c’è ed è minaccioso, dato che sta già provocando un riscaldamento globale del globo. Ma allora, cari ambientalisti, per una volta dovrete essere anche voi realisti: se volete ancora l’aria condizionata e tutte le vostre comodità – cioè se volete un pianeta salvato, ma moderno – dovete prendere atto che c’è una sola fonte energetica pulita, la quale non produca gas serra. Dunque lasciate perdere carbone e petrolio, tanto più che le riserve di idrocarburi hanno ormai raggiunto il picco, e rivolgetevi alla nuova energia nucleare. Per comodità di ragionamento prendiamo per buone le premesse, e vediamo come stanno davvero le cose: il nucleare del futuro è promosso soprattutto dal consorzio Gif (Forum internazionale per la IV generazione – http://gif.inel.gov/) cui aderiscono 9 paesi più l’Euratom: Argentina, Brasile, Francia, Giappone, Corea del sud, Sud Africa, Svizzera, Inghilterra, Stati uniti. L’obiettivo è di mettere a punto nuove tecnologie che siano intrinsecamente sicure, che producano meno scorie e che siano convenienti dal punto di vista economico. La sicurezza intrinseca verrà assicurata da forme di autospegnimento dei reattori, quando essi disgraziatamente finiscano in situazioni critiche; le scorie di lavorazione devono essere poche non solo per ridurre i problemi della loro conservazione, ma anche per evitare che esse possano essere utilizzate per produrre armi nucleari; il basso costo di gestione è necessario perché l’energia nucleare finora prodotta ha avuto in realtà costi elevatissimi, quando si mettano nel conto anche le spese di smantellamento delle centrali obsolete (il cosiddetto decommissioning) e quelle di deposito e trattamento delle scorie.

Senza entrare in dettagli tecnici eccessivi, va ricordato che le tecnologie che si candidano per la IV generazione sono almeno sei, ma che tra queste solo due, a detta degli esperti, appaiono vincenti; in sigla vengono chiamate Scwr e Vhtr. In tutti i casi il trucco per ottenere rese migliori e dunque costi più bassi del kilowattora è di operare ad alte temperature, dai 500 ai 1000 gradi, per ottenere una migliore conversione del calore in elettricità.

La prima (Supercritical Water Cooled Reactor) usa l’acqua come raffreddante, ma ad altissime pressioni, di modo che non evapori. La seconda tecnologia, (Very Hight Temperature Reactor) viene oggi provata in un reattore prototipo giapponese dove il raffreddante è l’elio e sono già state raggiunte temperature di 950 gradi. Ma nessuna di queste tecniche è pronta per andare sul mercato e molte ricerche devono essere ancora sviluppate, in particolare di fisica dei materiali. Le strutture infatti devono essere ultraresistenti a temperatura, corrosione e intenso bombardamento di neutroni.

Tra i vantaggi ipotizzabili derivanti da queste tecniche c’è la possibilità di produrre non solo la «solita» elettricità, ma anche idrogeno, staccandolo dalle molecole d’acqua con un processo termochimico. E proprio all’idrogeno molti guardano come al «carburante» del futuro per i mezzi di trasporto.

In ogni caso, al di là di ogni altra considerazione, i più ottimisti sperano di avere dei prototipi provati non prima dell’anno 2030 e comunque uno studio del Mit mette seriamente in dubbio che dal nuovo nucleare possano derivare prezzi dell’energia competitivi con il carbone e il gas. Questo è il vero problema che mina la fiducia nella IV generazione. Nei prossimi anni saranno costruiti diversi nuovi reattori, specialmente in Asia, essendo questi paesi affamati di energia, ma saranno di terza generazione, per così dire rivista e resa più sicura. Nel frattempo continuerà lo smantellamento dei reattori occidentali storici e perciò non sembra realistico pensare che dal nucleare possa venire un contributo significativo: oggi vale il 17% e tale grosso modo resterà.

http://www.ilmanifesto.it/terraterra/archivio/2004/Luglio/40e444346b077.html


Semaforo verde per l’energia nucleare in Europa

Ora che l’energia nucleare è “tornata prepotentemente all’ordine del giorno”, per usare le parole del primo ministro britannico Tony Blair, Georges Van Goethem della DG Ricerca della Commissione europea, responsabile di fissione nucleare e radioprotezione, ha rilasciato un’intervista al Notiziario CORDIS in cui si è soffermato sui nuovi approcci nei confronti della sicurezza nella progettazione delle centrali a fissione nucleare. Ha fornito alcune indicazioni sorprendenti sulle credenziali verdi dei reattori nucleari di quarta generazione, il cui lancio come prototipi è previsto addirittura per il 2020.

“La sicurezza nucleare europea è oggetto di ricerca dal 1957, dai tempi del trattato EURATOM”, afferma Van Goethem. Il trattato in questione è stato uno dei pilastri dell’Unione europea, e i due concetti sono pertanto cresciuti insieme nell’arco di quasi 50 anni.

“Negli anni cinquanta e sessanta, le basi su cui poggiava la sicurezza europea erano costituite dalla strategia cosiddetta “difesa in profondità”. L’esempio che meglio illustra tale strategia sono le bambole russe o le bucce di cipolla”, spiega. I reattori erano custoditi all’interno di tre pareti sigillate, l’ultima delle quali era l’ampia struttura a cupola che normalmente si tende ad associare alla centrale nucleare. “L’approccio consisteva nell’individuare degli ‘incidenti base di progetto’ e nel proteggersi dai medesimi”, osserva.

“Si tratta di un approccio deterministico, studiato per combattere eventi ipotetici”, aggiunge. L’utilizzo di dispositivi ausiliari di sicurezza per garantire la protezione rende l’energia nucleare molto simile all’aeronautica. “Noi però andiamo oltre, per proteggere il materiale radioattivo. Ogni strato è contraddistinto da ridondanza e diversità. Ad esempio, i sistemi idraulici ed elettrici, ma questo approccio è tuttora molto deterministico”.

Negli anni settanta la sicurezza si è orientata verso un approccio misto “deterministico-probabilistico”, “in quanto non è possibile prevedere tutti gli eventi del caso peggiore. Ciò implica la necessità di scomporre le aree in piccole parti e di chiedersi che cosa accadrebbe in caso di anomalia di ciascun componente. Esiste un altro sviluppo interessante nella progettazione della sicurezza nucleare; la prevenzione e il contenimento. Fino a Chernobyl, sceglievamo la prevenzione tramite la progettazione. Adesso andiamo oltre e progettiamo al fine di mitigare le conseguenze. Pertanto, aggiungiamo caratteristiche tecniche tanto da eliminare ‘praticamente’ tutte le conseguenze possibili dei casi peggiori”, afferma.

Georges Van Goethem ha fatto un raffronto con l’industria automobilistica. “Negli anni cinquanta e sessanta la sicurezza delle autovetture non era poi così male, ma oggi abbiamo molto di più: ABS, airbag, cinture di sicurezza, tutti dispositivi che attenuano le conseguenze dell’anomalia. Attualmente, per noi il sistema deve comprendere la sicurezza passiva intrinseca. Ad esempio, se è presente una sorta di degrado grave del nocciolo, i controlli attivi potrebbero prevedere l’utilizzo di milioni di galloni di acqua per sommergere il nocciolo. I controlli passivi sottraggono tale caratteristica all’operatore o al dispositivo di sicurezza e fanno sì che i serbatoi si svuotino automaticamente, il che significa assenza completa di interventi o di sistemi elettrici, e ricorso alla semplice forza di gravità: è questa la sicurezza passiva”.

Altri sistemi passivi potrebbero utilizzare gas compresso o molle per azionare i sistemi, ma l’aspetto importante è l’assenza dell’intervento umano o del ricorso a energia esterna. In tal caso la sicurezza nucleare diventa improvvisamente d’attualità e si sovrappone al concetto di protezione da incidenti, in quanto tali sistemi passivi saranno efficaci in caso di attacchi volontari.

è impossibile parlare di sicurezza nucleare ignorando lo spettro di Chernobyl. Georges Van Goethem ci tiene a spiegare perché Chernobyl rappresenta una lezione ormai consolidata. “A Chernobyl erano stati commessi due errori di progettazione essenziali: il primo era la mancanza di una terza barriera, uno standard in tutte le progettazioni comunitarie e non. Nel 1979, il disastro di Three Mile Island negli Stati Uniti ha rappresentato anch’esso un incidente molto grave, ma la progettazione comprendeva la terza barriera (l’edificio di contenimento in cemento) e i danni sono rimasti confinati all’interno, quindi non è fuoriuscito nulla.

“Il secondo difetto era che Chernobyl funzionava sulla base dell’anello di retroazione positiva. Quasi tutti i macchinari industriali si basano sull’anello di retroazione negativa, per cui in mancanza di intervento si fermano”. Si può paragonare all’andare in bicicletta: se si smette di pedalare, la bicicletta finisce per fermarsi e si cade. Lo stesso dovrebbe accadere nel reattore: se non si interviene, si chiude. A Chernobyl è successo il contrario e il nocciolo ha accelerato.
 

http://www.molecularlab.it/news/view.asp?n=4244


In cerca dell’uranio pulito

di Giuseppe Caravita

27 settembre 2007

In un certo senso la si potrebbe chiamare l’equazione irrisolta di Venezia. Il problema difficile affrontato nella tre giorni alla Fondazione Cini sul futuro della scienza della scorsa settimana. Tema: la crisi climatica e la giusta risposta, innanzitutto in tema di energie pulite.

Il primo termine dell’equazione, ancora piena di incognite e di variabili incerte, lo ha spiegato, in un video inviato via internet il famoso ecologo inglese James Lovelock, il padre dell’ipotesi Gaia, colui che per primo, via cibernetica e scienza dei sistemi, ha raffigurato la Terra come un organismo vivente, capace di risposte anche non lineari. E l’ultimo libro di Lovelock, The revenge of Gaia, ha letteralmente impaurito il mondo: prevede una crisi climatica auto-cumulativa, con destertificazione di gran parte del pianeta (salvo i poli) e riduzione drastica del genere umano. «Se vogliamo fermare un processo che ci porterà a un pianeta come è il Sahara oggi – ha detto Lovelock nel suo video – l’unica è puntare rapidamente e in modo massiccio sulla grande energia pulita che nutre l’universo: il nucleare».

Una tesi netta, persino brutale. Specie se proveniente da un ecologista che dieci anni fa vedeva il nucleare come il diavolo. Ma oggi la scala di priorità sembra cambiata. Il cambiamento climatico non lineare, cumulativo e improvviso, è oggi il terreno di ricerca dagli scienziati della Nasa (che studiano il troppo rapido scioglimento dei ghiacci dell’artico e della Groelandia) e del principale consigliere climatico di Angela Merkel, Joachim Shellnuber, ex fisico teorico oggi a capo del Potsdam Istitute, un migliaio di scienziati al lavoro proprio sui modelli climatici non lineari. E la sua previsione a Venezia fissa (provvisoriamente) una data limite, il 2070. Di questo passo, senza una rivoluzione energetica, il gran ballo potrebbe cominciare allora. E, una volta in moto, sarà davvero difficile fermarlo.

Il nucleare, quindi, come una delle grandi armi energetiche (con il solare, l’eolico, il geotermico, la riforestazione, le biomasse, l’alcool via enzimi biotech da cellulosa…) per la sopravvivenza dell’umanità. Sì, ma quale nucleare?

Ed è qui l’equazione difficile. Il nucleare di oggi è concettualmente ancora quello di Fermi. Usa l’uranio (arricchito), ma piuttosto male, solo in una prima “spremitura”. Il resto sono scorie, sia di uranio che di pericoloso plutonio, a misura di bombe. Mentre la risorsa base uranio sta diventando relativamente scarsa. Secondo Michale Dittmar dell’Eth di Zurigo le riserve conosciute non superano i cinquant’anni, ai ritmi attuali. Che potrebbero però ridursi a trenta se Cina, India e Russia dovessero accelerare i loro grandi programmi sul nucleare tradizionale.

Troppo poco. Una centrale tradizionale costruita oggi entrerebbe in funzione nel 2020 e avrebbe solo vent’anni di autonomia. Ecco quindi il primo obiettivo della ricerca: trovare nuovi modi per allungare la vita della risorsa base. Recuperando l’uranio dalle scorie (già lo si fa sia in Usa che in Europa), creando combustibili misti (Mox, misti di ossidi di uranio e plutonio), ripensando, anche alle fondamenta, le centrali stesse.

Per questo il mondo oggi corre, sulla ricerca. La pistola del clima è puntata, e il vecchio scudo nucleare troppo piccolo. La Global nuclear energy partnership, lanciata da meno di un anno dal Doe Usa, ha coinvolto a razzo oggi tredici Paesi e prevede iniziative come la messa al sicuro del plutonio (reso inutilizzabile per farne bombe), la gestione in comune delle scorie, la ricerca sul loro riutilizzo. E così la cosiddetta quarta generazione nucleare. «In realtà un aggregato di ben otto filoni di ricerca avanzata – spiega Rubbia – alcuni che si escludono l’un l’altro. E non certo per domani». Secondo Maurizio Cumo, docente di impianti nucleari a Roma, la quarta generazione arriverà, se va bene, al 2030.

Il Governo italiano vuole esserci, sulla ricerca. A Vienna, all’assemblea dell’Iaea (l’agenzia Onu sul nucleare), ha ufficialmente chiesto la candidatura a entrare sia nel Gnep che nel club della quarta generazione.

Ma per fare cosa? La quarta generazione vuol dire tutto e il suo contrario. Si va dalla riedizione ingegneristica dei reattori veloci a plutonio, sodio e acqua (i breeder), «talmente pericolosi e instabili da essere stati di fatto spenti in tutto mondo, negli scorsi decenni», osserva Rubbia». Verranno riaperti per disperazione? Oppure sostuiti dai prototipi di breeder a piombo, a acqua supercritica (altissima temperatura e altissima pressione) e così via. «Tutte frontiere dove non ci siamo, e dove è ormai tardi per entrare, dice Rubbia».

L’Italia, oggi, ha sì pochi ingegneri nucleari ma molti fisici, e di alta qualità. «Dobbiamo puntare su un progetto che nel 2003, all’Enea, ci è stato incomprensibilmente cancellato – dice Rubbia –. Un acceleratore di particelle capace di bombardare con neutroni il plutonio, trarne energia e progressivamente trasmutarlo, bruciarlo, fino a renderlo inoffensivo. Ci saremmo risolti il problema delle scorie con una macchina da 500 milioni, già progettata da anni al Cern, e avremmo avuto energia pulita, a sicurezza intrinseca, autospegnente».

Oggi Start è uno dei programmi europei di punta sulla quarta generazione. L’Italia si è autoesclusa. E se vogliamo rientrare nel club della ricerca nucleare facciamolo pure. Ma almeno con un’idea nostra. E da Nobel.

http://www.ilsole24ore.com/art/SoleOnLine4/Tecnologia%20e%20Business/2007/09/in-cerca-uranio-pulito.shtml?uuid=ae92cf38-6c44-11dc-a441-00000e25108c&DocRulesView=Libero


L’atomo si spacca in due

di Gigi Riva

A vent’anni dal referendum, si torna a discutere di nucleare. E come ieri, il Paese si divide. Tra favorevoli, contrari. E pentiti

Prima un rumore di fondo, poi un parlottare più aperto, e ora delle voci stentoree, alte, chiare, per sancire che in Italia siamo tornati ai due partiti, pro e contro il nucleare. Come 20 anni fa quando un referendum (8-9 novembre 1987), cancellando i benefici per le comunità che accoglievano i siti, sancì di fatto la fine delle nostre centrali. L’immagine plastica di un confronto che torna a essere infuocato si avrà in occasione della ricorrenza. Il 10 novembre i Solari (così si definiscono), capeggiati dal ministro Alfonso Pecoraro Scanio, saranno alle 16 in piazza Farnese a Roma per festeggiare la vittoria, ma anche, obiettivo dichiarato, “per fermare di nuovo la lobby dell’atomo”. Contemporaneamente, nel cyberspazio, la rivista neocentrista ‘Formiche’ di Paolo Messa organizzerà quattro ore di dibattito e approfondimento collegandosi con il canale web Sherpa tv. E il giorno prima”Fare ambiente”, movimento ecologista democratico-liberale di nuova costituzione, al Capranichetta sosterrà le ragioni del ritorno all’uranio con un convegno. Non mancherà Pier Ferdinando Casini.

Il leader Udc è il politico che con più forza ha riaperto il dibattito sulle ragioni del sì in polemica diretta col ministro dell’Ambiente. Premette di non voler affrontare questioni tecniche, ma gli sembra giunta l’ora di una scelta strategica: “Il Paese sta scivolando in serie C. Non solo paghiamo il doppio degli altri, ma siano alla deriva sotto il profilo dell’autonomia energetica. Basta che qualcuno chiuda i rubinetti e siamo a terra”. Conosce bene l’obiezione per la quale nessun sito può essere immune da un attacco terroristico, ma attacca: “E se qualcuno avvellena l’acquedotto di Roma e muoiono milioni di persone? Che significa, che non dobbiamo più avere l’acqua?”. Domanda retorica e conclusione netta: “Siamo scesi da un treno, dobbiamo rimetterci nell’ultimo convoglio e sperare di risalire. Abbiamo perso vent’anni, non perdiamone altri venti”.
Il campione dello schieramento opposto, il ministro Pecoraro Scanio, per non cadere nelle accuse di ideologismo, esordisce citando un premio Nobel: “La penso come Carlo Rubbia. Il quale sostiene che il nucleare ha tre problemi. Cernobyl, Hiroshima e scorie”. Nell’ordine: ancora non è stato progettato l’impianto supersicuro e le conseguenze di un incidente possibile sono incomparabili con qualunque altro evento; la proliferazione incondizionata impedisce poi di opporsi a paesi come l’Iran, che dicono di volersene dotare e magari hanno scopi non pacifici; non si è risolta la questione di come smaltire le scorie. Fine? Niente affatto se la questione, piaccia o no, si è riaperta. E investe anche settori del centrosinistra. Uno come Chicco Testa, promotore del referendum nel 1987, si è dichiarato pentito. Massimo D’Alema ha ricordato che allora lui era a favore. Pier Luigi Bersani, posizione neutra, ha fatto rientrare l’Italia nella ricerca sui reattori di quarta generazione (se ne parla, a essere ottimisti dal 2025). Però, ancora Pecoraro: “Noi siamo stati eletti con un programma che esclude l’atomo. E Casini, che tanto si agita, cosa ha fatto nei cinque anni in cui il suo schieramento è stato al governo?”. Nulla. Il centrodestra non fece nulla. Però è solo da qualche mese, sull’onda del petrolio che sale verso la vetta simbolica dei 100 dollari, del rischio black-out, del timore per le fonti, che l’atomo è tornato prepotentemente sulla scena. E l’anniversario del referendum non è altro che il detonatore che fa uscire allo scoperto schieramenti contrapposti.

Non c’è uomo politico che possa parlare, in materia, senza il supporto di tecnici che conoscono lo stato avanzato di una ricerca che chiede una competenza così settoriale. Per i fautori del nucleare un punto di riferimento è senza dubbio il professor Fabio Pistella, già presidente del Cnr e oggi al Cnipa (Centro nazionale per l’informatica nella Pubblica amministrazione). Il quale non aspetterebbe la quarta generazione di Bersani (reattori che producono una dose minima di scorie) e ripartirebbe da subito coi generatori Tre più (il meglio oggi su piazza), anche perchè così quantifica il fabbisogno di tempo: “Ci vogliono dai tre ai cinque anni per scegliere il sito, il passaggio più difficile, altri 3-4 per costruire”. E allora, perché non attendere la quarta di generazione? Perché, a suo avviso, non si può temporeggiare e si sarà pronti per il dopo se si avrà esperienza ‘prima’. Resta da capire se l’Italia ha le professionalità. E lui pronto: “Quelli andati all’estero basta un fischio e tornano. E poi all’Ansaldo, una pattuglia seppur sparuta è rimasta”. La sua risposta all’esigenza di sicurezza non è scientifica ma filosofica: “How safe is safe enough?”, si chiede. Cioè, quanto ‘sicuro’ è sicuro abbastanza? Benché ci si stia avviando a standard sempre più raffinati quanto a garanzie il suo timore è che non basteranno mai per convincere chi è contro: “Mentre accettiamo il rischio probabilistico per tutte le faccende della vita solo col nucleare non è così”. Sulle scorie allarga la visuale: “Il problema su scala mondiale è una barzelletta. Mi si deve spiegare quale problema ci può essere a installare un bunker mille metri sottoterra nel deserto di Gobi”. L’Europa è il riferimento: “Non capisco perché ci siano direttive comunitarie sui profilattici e non sul nucleare, tema che ci accomuna e al quale dovremmo trovare risposte comuni”.

(06 novembre 2007)

http://espresso.repubblica.it/dettaglio/L’-atomo-si-spacca-in-due/1860279

Flop in Finlandia

Uno dei luoghi dove si sta costruendo una nuova centrale in Europa è Olkiluoto, Finlandia. E le cose stanno procedendo con notevoli intoppi. In due anni si è già accumulato un ritardo di 24 mesiLa spesa prevista, 3 miliardi di euro, è aumentata del 25 per cento. La ditta tedesca che aveva in appalto lo scafo del reattore ha subappaltato a una ditta polacca che fa chiglie per pescherecci e il risultato è stato che le saldature non sono risultate a norma. Gli indiani che dovevano occuparsi della base in cemento non hanno considerato che in Finlandia piove spesso e hanno dovuto rifare tutto. Inoltre era stato deciso a priori di rafforzare la cupola standard prevista contro eventuali attacchi terroristici.

(05 novembre 2007)


ultimo aggiornamento 05 Novembre 2007


La crisi energetica rilancia il nucleare Kyoto è l’obiettivo

LE PROSPETTIVE / PER RAGGIUNGERE I PARAMETRI FISSATI NEL PROTOCOLLO FIRMATO IN GIAPPONE E ABBATTERE L’EFFETTO SERRA, L’EUROPA INDICA DUE STRADE CHE PRESENTANO ENTRAMBE CONTROINDICAZIONI: LE FONTI RINNOVABILI E L’ENERGIA ATOMICA

WALTER GALBIATI

 

Energia nucleare e fonti rinnovabili. Due parole che un tempo non potevano nemmeno essere accostate, quasi fossero il diavolo e l’acqua santa, mentre ora sembra l’unico binomio in grado di portare l’Europa verso gli obiettivi del Protocollo di Kyoto. Il nemico numero uno e comune si chiama anidride carbonica, il gas responsabile del surriscaldamento del pianeta attraverso il cosiddetto effetto serra. E il protocollo firmato dai 35 Paesi più ricchi del mondo, la cui prima fase si chiuderà nel 2012, ne prevede la graduale riduzione.
La via per centrare gli obiettivi di Kyoto, al momento irraggiungibili, è stata indicata dal vertice europeo di Bruxelles, tenutosi lo scorso marzo, quando venne sancita la fine della “criminalizzazione” del nucleare, riconosciuto nell’occasione come l’opzione energetica a più bassa emissione di carbonio. E ha trovato una conferma nel rapporto presentato in agosto dall’Unfccc (United Nations Framework Convention on Climate Change) a Vienna alla Conferenza Onu sul clima. Gli esperti hanno raccomandato una drastica ristrutturazione degli investimenti energetici, ponendo l’accento soprattutto sulle energie rinnovabili e contemporaneamente sull’energia nucleare. Visto il collegamento fra i mutamenti climatici e la produzione di Co2 da parte dell’uomo, sarebbe necessario, secondo il rapporto, cambiare la destinazione degli investimenti fino al 2030 in modo da indirizzare qualcosa come 148 miliardi di dollari alle centrali nucleari, a quelle elettriche e ad altre fonti di energia rinnovabile, così come pure a centrali a petrolio e gas dotandole però di filtri Co2.
Le indicazioni, corrette o no, degli studiosi sono state prese al balzo dall’Europarlamento, che a fine ottobre ha approvato a larga maggioranza la relazione del popolare tedesco Hebert Reul. Il documento sancisce come l’energia nucleare «sia indispensabile per coprire il fabbisogno europeo nel medio termine» e come «la rinuncia al nucleare renderebbe impossibile raggiungere gli obiettivi di riduzione di Co2». Un testo che è stato approvato con 509 voti a favore, 153 contro e 30 astenuti. Il voto degli eurodeputati italiani presenti ha registrato 29 sì, 14 no e 2 astensioni.
Sono i numeri, secondo Reul, a suggerire la riscoperta del nucleare. Le energie fossili (petrolio, gas e carbone) coprono circa l’80% dei consumi europei, con la dipendenza dall’import destinata a salire fino al 70% del totale nel 2030 (con punte dell’85% per il gas). Troppo in relazione al problema della sicurezza delle forniture, per non parlare poi della produzione dei gas serra. L’energia nucleare, presente in 15 su 27 Paesi dell’Unione, già provvede a coprire il 31% del totale della produzione Ue di energia elettrica e potrebbe essere ampliata con notevoli benefici anche sul fronte delle emissioni di Co2. In Finlandia è bastato costruire una quinta centrale nucleare per tagliare del 15% le emissioni di anidride carbonica.
L’apertura verso il nucleare comunque rimane competenza esclusiva di ciascun Paese, che si deve confrontare non solo con le pubbliche opinioni nazionali, ma anche con la gestione dei rifiuti tossici e la difficoltà nell’insediare nuove centrali. Pur se l’Europarlamento afferma che negli ultimi 40 anni lo sviluppo industriale dell’energia nucleare su vasta scala è avvenuto in «condizioni sempre migliori di affidabilità e sicurezza» e che i reattori di quarta generazione consentono «lo sfruttamento più efficace dei combustibili e la riduzione della quantità di rifiuti», molti Paesi come l’Italia al momento hanno scelto di non seguire questa via.
L’altra alternativa è puntare sulle energie rinnovabili, anche se gli stessi esperti dell’Onu e dell’Unione europea mettono in guardia contro l’uso indiscriminato di queste fonti. Un esempio è il bioetanolo, il più diffuso combustibile di origine vegetale prodotto da palma, barbabietole, patate, canna da zucchero e mais. La sua produzione è caldeggiata non solo perché si tratta di un carburante rinnovabile, ma anche perché il processo di fotosintesi delle piante coltivate per produrlo chiuderebbe in pareggio il ciclo delle emissioni di anidride carbonica dei veicoli che lo utilizzano. Nessuno però ha fatto i conti con gli effetti collaterali. Secondo un rapporto dell’Unep, l’agenzia Onu per l’ambiente, i rimedi dei paesi ricchi ai cambiamenti climatici rischiano di peggiorare le condizioni di quelli più poveri. L’importazione in Occidente dei biocarburanti ha portato ad una coltivazione indiscriminata che sta già minacciando la biodiversità e le foreste di molti paesi in via di sviluppo.
Le conseguenze estreme di questo boom del bioetanolo si stanno riversando soprattutto sulle foreste vergini e sulle pianure umide delle regioni tropicali dove è in atto una nuova aggressione per soddisfare la domanda di etanolo dei paesi industrializzati. A tal punto che, secondo alcune organizzazioni ambientaliste, la deforestazione ha prodotto addirittura un aumento dei gas da effettoserra. Una soluzione potrebbe essere quella di produrre bioetanolo di seconda generazione, ovvero con gli scarti dell’agricoltura, o con sistemi ancora più raffinati come l’EcoEthanol della Iogen, che viene estratto dalla cellulosa utilizzando particolari enzimi.
Un altro effetto collaterale dell’aumento di terreni destinati alla produzione di biocarburanti è la concomitante contrazione di terreni destinati alle normali coltivazioni, una dicotomia che non ha fatto altro che lievitare i prezzi delle materie prime agricole, a danno dei più poveri. Recentemente negli Usa, dove hanno deciso di puntare con decisione sul bioetanolo, le esportazioni di mais verso il Messico sono sensibilmente calate, provocando rincari sul prezzo delle tortillas, piatto fondamentale del Paese centroamericano. E un problema analogo si è verificato in Cina, dove il mercato delle derrate alimentari è entrato in crisi perché la produzione di carburanti ecologici ha fatto innalzare il prezzo del granoturco del 40% e dell’avena del 20%. Un rapporto pubblicato a fine luglio dalla Commissione europea sostiene che nel 2020 la Ue, per rispettare l’impegno di mettere nei motori il 10% di biocarburanti, dovrà consumare 59 milioni di tonnellate di mais e frumento tenero.

http://www.repubblica.it/supplementi/af/2007/11/05/rapportoenergiaeambiente/044atomik.html


Tecnologie sperimentali e progetti alternativi per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi: nel passato, nel presente, nel futuro



Il problema dello smaltimento delle rifiuti radioattivi ha portato i diversi Stati della mondo ad adottare diverse soluzioni: gli USA hanno deciso di stoccarli nello Yukka Mountain, in Nevada, senza riciclarli. La Federazione Russa è propensa a compiere un’operazione simile. Francia, Belgio, Inghilterra, Giappone hanno invece deciso di riciclarli sotto forma di MOX (ossidi di U e Pu) e riutilizzarli per aumentare la resa di produzione di energia e ridurre la quantità degli stessi. Sono due filosofie completamente differenti con grosse implicazioni politiche e strategiche, culminanti nel cosiddetto NPT (Non Proliferation Treaty), avente la finalità di minimizzare il rischio di proliferazione, incidente o sabotaggio.

Alcune soluzioni sono rese impossibili:
– depositare le scorie nei ghiacci polari dell’Antartico non è permesso a seguito di un trattato internazionale il quale sostiene che l’ultimo continente incontaminato non deve venire a contatto con il nucleare
– seppellire le scorie radioattive nella crosta terrestre ad un livello sufficientemente profondo perché possano essere risucchiate nel nucleo incandescente del pianeta, è una possibilità che è già stata studiata dagli Stati Uniti e dalla Russia, ma non esisterebbero i presupposti geologici per realizzarla.

Altre soluzioni sono poi state prese in considerazione nel passato e ancora altre si prendono in considerazione per il futuro. Vediamo alcune di queste idee.
 

A – Lo smaltimento sotto i fondali marini

B – La “trasmutazione” dei nuclei radioattivi a vita media-lunga in elementi stabili

C – Il Sole come discarica per le scorie nucleari

D – L’uso civile e bellico dell’ uranio impoverito (il “prodotto di scarto”)

E – Il batterio che ripulisce dalla radioattività

http://www.zonanucleare.com/tecnologie_sperimentali_progetti_alternativi_smaltimento/B_rubbia_ads_accelerator_driven_systems_trasmutazione.htm


A – Lo smaltimento sotto i fondali marini Fin dal 1977 i Paesi che conducevano ricerche nel settore del seppellimento delle scorie radioattive hanno collaborato con scambio d’informazioni nel quadro del Gruppo di Lavoro per i Fondali Marini dell’Agenzia Nucleare OECD (Organisation for Economic Cooperation and Developpement) nel quadro della Convenzione di Parigi del 14 Dic. 1960.
I Membri del Gruppo di Lavoro furono: Belgio, Canada, Francia, Germania, Italia, Giappone, Olanda, Svizzera, USA, U.K..
Nel 1979 il Consiglio dei Ministri della CEE con la partecipazione dei governi USA, Canadese e Giapponese stanziavano $ 120.000.000 per lo studio di fattibilità di un sistema sicuro per smaltire le scorie altamente radioattive al di sotto dei fondali marini.

Alla fine del 1988 venivano completati gli studi su due linee di fattibilità: Deep Core che prevedeva la perforazione di fondali oceanici con seppellimento delle scorie nell’interno di un foro praticato sul fondo.
Tale sistema però si rivelava assai costoso e complicato da attuare, richiedeva tecnologie sofisticate, navi appoggio costose e quindi gli studi non vennero approfonditi Free Fall Penetrator che prevede il lancio di penetratori in caduta libera sui fondali oceanici, penetratori contenenti le scorie vetrificate e racchiuse in contenitori ermetici (canisters) ed in grado di seppellirsi a circa 50 – 80 mt al di sotto del fondo stesso del mare.
Tale sistema richiede una semplice tecnologia e solo una accurata localizzazione delle aree di seppellimento.
Il sistema si rivelava di semplice attuazione e relativamente poco costoso garantendo un seppellimento sotto gli strati di argilla da 50 ad 80 mt. ed una vita del penetratore dai 700 ai 1.500 anni. (valori ottenuti dai penetratori leggeri della CEE ) Durante tale campagna di studi, prove, sperimentazioni, il Joint Research Center di Ispra, unitamente a diverse Aziende della Comunità, ha inoltre sviluppato diverse tecnologie collaterali e ciò ha permesso la raccolta di migliaia di dati in mare durante due crociere scientifiche completate da lanci perfettamente riusciti, in Oceano Atlantico (la prima nel giugno – luglio 1985 ) di diversi penetratori sperimentali e la realizzazione di sistemi sofisticati di telemetria e rilevamento dati fondo-superfice da quota – 6.000 mt.

Sulla base degli studi effettuati dalla CEE, una società (la Oceanic Disposal Management Inc. – ODM) intendeva realizzare il seppellimento delle scorie radioattive al fine di eliminare definitivamente il rischio delle sostanze nucleari sia ad elevata radiotossicità che a bassa radiotossicità seppellendole in modo tale che i contenitori resistano per un tempo maggiore del decadimento delle scorie contenute.
Il Penetratore MK 48 è stato realizzato in modo da: Resistere alla corrosione marina per un periodo di tempo maggiore del tempo di decadimento della radioattività delle scorie caricate nei contenitori installati a bordo.
Ciò viene realizzato utilizzando: un’ elevato spessore del doppio scafo di acciaio inossidabile ad alta resistenza da 40+40 mm (3″) ed uno spessore di ben 500 mm (20″) nel punto d’urto dell’ogiva. L’MK 48 è quindi in grado di resistere per molte migliaia di anni alla corrosione marina installando grandi masse di zinco sacrificale per eliminare i piccolissimi effetti di eventuali correnti galvaniche residue per oltre 1.500 anni di seppellimento cemento speciale di riempimento fra contenitori di scorie (canisters) per compattare in modo monoliticamente stabile i canisters nel penetratore contenitori (canisters) con scorie vetrificate ad altissima resistenza e lunga durata, oppure estremamente compatte Permettere un seppellimento in strati di argilla nei fondali oceanici con un elevato ricoprimento di 100 – 150 mt circa. (330′ – 500′ circa).
Ciò viene reso possibile: dall’elevato peso del penetratore stesso concentrato su di una piccola superfice d’impatto: circa 180 / 200 Ton di peso in acqua di penetratore su di un solo metro quadro di superficie frontale l’elevata velocità di impatto: dai 180 ai 230 Km/h. Permettere un costo finale di smaltimento per contenitore ragionevole e pagabile sia dalle Nazioni Clienti che da privati.
Per ottenere ciò: sono stati caricati i contenitori in un penetratore a sezione quadrata, sezione che permette una elevata ottimizzazione degli spazi utili ed un costo contenuto nella realizzazione sono stati utilizzati materiali facilmente reperibile e relativamente poco costosi come acciaio inossidabile, cemento, zinco, fusioni di acciaio inossidabile. Tra le varie critiche, la maggior critica fatta al sistema di smaltimento mediante la posa di penetratori in caduta libera, è stata quella che, in caso di problemi assai remoti dovuti a movimenti geologici imprevedibili (terremoti, nascita di vulcani sommersi), sia difficile il recupero di un penetratore danneggiato.

La O.D.M. Inc. era intenzionata a posare le scorie radioattive in fondali oceanici da circa -400 mt a -600 mt in acque nazionali geologicamente stabili e composte da spessi strati di argilla.
La determinazione ad operare a profondità inferiore ai 5.000 mt esaminati dalla CEE nasce dalle seguenti considerazioni: Il fattore che maggiormente determina la sicurezza dello smaltimento è la profondità di penetrazione nell’argilla e non la massa d’acqua sovrastante.
Il fattore di sicurezza è la profondità di seppellimento in strati di argilla stabile. I penetratori MK 48 sono progettati per seppellirsi ad oltre 100 mt di profondità nell’argilla molto densa, ed ad oltre 150 mt in argilla morbida. L’elevata penetrazione si ottiene con l’effetto sia dell’elevato peso del penetratore che permette un’agevole perforazione degli strati di argilla, sia con il raggiungimento di una elevata velocità di impatto finale.
Dagli studi eseguiti dalla CEE si è constatato che la velocità finale si stabilizza dopo circa 350 mt di caduta libera, ed in particolare dopo circa 200 mt di caduta il penetratore raggiunge l’ 80% della velocità finale, dopo circa 300 mt il 90%.
In definitiva quindi la velocità raggiunta all’impatto a – 400 mt poco si discosta da quella raggiungibile a – 4.000 mt, ed è pari a circa 200 Km/h.
La differenza è molto importante. Le aree disponibili a – 4.000 mt sono relativamente poche, tutte lontane dalla costa e in acque internazionali.
Le operazioni in acque internazionali comportano una notevole mole di problemi politici e legali di non facile soluzione legali alle probabili obiezioni dei paesi rivieraschi non – nucleari e dei paesi vicini alla rotta di navigazione della nave.
La distanza della costa, è quindi la maggior durata della navigazione per raggiungere il sito di lancio, aumenta il rischio proprio, anche se assai limitato, inerente alla navigazione.
Infine la durata totale della navigazione è maggiore e di conseguenza il numero dei viaggi utili per anno, con buone condizioni meteomarine, è minore.
A 4 / 5.000 mt l’utilizzo di riflettori sonar passivi diventerebbe problematico se non del tutto impossibile, mentre diventano necessari riflettori sonar attivi, pinger, transponders, che non permettono l’esatta determinazione dei valori di penetrazione conseguente la caduta del penetratore senza quindi fornire il valore della effettiva profondità di seppellimento nell’argilla se non con una stima fisico-matematica.
Inoltre i sistemi elettronici attivi consumano energia e quindi hanno una durata limitata e possibilità di guasti o di errori sia di lettura che di trasmissione dei parametri di caduta. Le aree disponibili a – 500/600 mt sono molto maggiori, tutte vicino alla costa, molto estese, e spesso in acque nazionali.
Ciò diminuisce il rischio della navigazione ed annulla le eventuali obiezioni dei paesi rivieraschi.
A tale bassa profondità l’utilizzo del sistema di rilevamento della profondità di penetrazione con i riflettori sonar passivi, poco costasi e semplici da costruire, è facile.
Infine le operazioni di eventuale recupero sono enormemente più semplici a – 400 mt che a – 4.000 anche fra centinaia di anni. [1]
  Tuttavia questa strada è stata sbarrata, infatti: 1983 – La London Dumping Convention decide una moratoria della collocazione di scorie nucleari nei fondali oceanici 1990 – Dopo numerosi e spettacolari interventi di Greenpeace contro scarichi di rifiuti radioattivi e industriali in mare, la London Dumping Convention vieta il rilascio di scorie radioattive ed industriali nelle acque degli oceani, anche sotto i fondali marini 1993 – La Convenzione di Londra decide il bando definitivo dello smaltimento in mare di scorie nucleari [2]

Ma nonostante l’ interramento delle scorie nei fondi oceanici fosse stato proibito dalla Convenzione di Londra, nel maggio del 1995 la società Oceanic Disposal Management Inc. (ODM) con sede legale nelle Isole Vergini ed ufficio marketing a Garlasco (Pavia), ha contattato l’Atomic Energy Corporation del Sud Africa Ltd., a Pretoria, per proporre lo sviluppo di attività di trasporto e smaltimento di rifiuti radioattivi nell’oceano, all’interno della Zona Economica Esclusiva sudafricana.
Dopo la denuncia di Greenpeace (dicembre 1995) la delegazione Sudafricana, all’oscuro del progetto (infatti il Sudafrica non aveva preso parte alla Convenzione di Londra), dichiarò che il suo governo avrebbe preso misure immediate e che, oltre a scrivere una lettera di condanna all’ ODM avrebbe sollevato la questione al Consiglio di Sicurezza Nucleare dell’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (AIEA). La delegazione italiana immediatamente condannò il progetto, annunciando che avrebbe inviato una lettera di condanna all’ODM. La Presidenza della Convenzione di Londra avrebbe scritto all’ODM dicendo che la sua attività è illegale; si sarebbe richiesto all’AIEA di scrivere all’ODM per informarla che l’attività da loro proposta è illegale.

La questione delle scorie è un vero “collo di bottiglia” dell’intero ciclo del combustibile nucleare.
La proposta dell’ODM, che riesuma una tecnica giudicata inaccettabile dalla Convenzione, si configura come un servizio a basso costo per l’industria e ad alto rischio ambientale. In sostanza fu chiaramente in atto un tentativo di aggirare la Convenzione, coinvolgendo Paesi che non vi aderiscono, per scaricare a mare le scorie nucleari per far passare una soluzione giudicata illegale da 84 Paesi riuniti nella Convenzione di Londra.   [3] fonti:

http://www.tinet.ch/odm01/ita.html   [1]
http://www.greenpeace.it/new/successi.php    [2]
http://www.greenpeace.it/archivio/nuke/scorie.htm   [3]
http://sci-list.ing.unitn.it/letter890.html   [4]
http://www.heos.it/Atualita_03/attua_11.htm    [5]
http://www.bur.it/2003/nr001753.htm  [6]
http://www.legambiente.org/attivita/ecosportello/Newsletter/20021002/15%20rubbia.htm  [7]
http://www.quipo.it/atosi/numero2/boom_nucleare/par3.htm   [8]
http://www.giornaledibrescia.it/giornale/2001/08/29/26,SCIENZA/T3.html   [9]
http://digilander.libero.it/ilnucleare/faq.htm   [10]
http://wwwsis.lnf.infn.it/seminars/aesposito/uranioimpoverito.html  [11]
http://ulisse.sissa.it/s7_19dic03_6.jsp  [12]
  

B – La “trasmutazione” dei nuclei radioattivi a vita media-lunga in elementi stabili

In tutto il mondo si stanno studiando tecnologie avanzate di trasmutazione basate sull’impiego di Nuclear Transmuters (Reattori dedicati alla trasmutazione) ed Accelerator Driven Systems for Transmutation (Acceleratori accoppiati a Reattori per la Trasmutazione o ADS); entrambe le tecnologie hanno lo scopo di abbreviare l’emivita delle scorie, permettendo un ulteriore recupero energetico. L ‘Italia è coinvolta seriamente in alcuni di tali progetti.   [4]

È in corso un vasto programma europeo (oltre che programmi in altri grandi paesi industrializzati, tra cui Usa e Giappone) – che ha già ricevuto l’adesione di un gruppo di paesi (Austria, Belgio, Finlandia, Francia, Germania, Italia, Portogallo, Spagna, Svezia) trasmutazione mediante sistemi pilotati da acceleratori (Accelerator Driven Systems, ADS).   [5]

E proprio nel luglio 2003, il Prof. Carlo Rubbia ( Commissario Straordinario dell’Ente per le Nuove Tecnologie, l’Energia e l’Ambiente, ENEA) e il Dr. Peter Fritz ( Condirettore del Consiglio Esecutivo del Forschungszentrum Karlsruhe GmbH, FZK ) hanno firmato un Accordo di Collaborazione per attività di Ricerca e Sviluppo Sviluppo sia nel campo delle tecnologie dei metalli liquidi pesanti, sia nel campo della sicurezza nucleare e della chiusura del ciclo del combustibile degli impianti nucleari. La collaborazione tra i due Enti mira, in particolare, a sviluppare congiuntamente sistemi e tecnologie finalizzati a ridurre drasticamente la radiotossicità dei rifiuti radioattivi a lunga vita principalmente plutonio ed attinidi minori provenienti dal combustibile esausto degli impianti nucleari, mediante il processo di trasmutazione. Per raggiungere questi ambiziosi obiettivi la collaborazione fra i due Enti ha assunto come soluzione tecnologica di riferimento l’applicazione del concetto di trasmutazione dei radionuclidi a lunga vita, mediante l’uso di sistemi sottocritci sostenuti da acceleratori (cosiddetti ADS, Accelerator Driven Systems).
L’accordo firmato fra ENEA e FZK si inserisce, quindi, a pieno titolo nelle iniziative più rilevati connesse alla riduzione della pericolosità delle scorie nucleari ed allo sviluppo degli ADS e segna un riconoscimento significativo dell’impegno profuso da ENEA in questi ultimi anni in questo campo. Tale impegno potrà portare, in un prossimo futuro, ad ulteriori e rilevanti ricadute per l’ Ente ed il Paese, anche in altri settori quali quelli delle sorgenti di neutroni intense, per usi industriali e di ricerca, e delle tecnologie e dei componenti per i rettori nucleari di quarta generazione.
In base a tale accordo, l’ ENEA ha messo a disposizione il reattore TRIGA (Training Research Isotopes General Atomics) del Centro Ricerche della Casaccia
(Roma), per lo svolgimento delle attività relative all’esperimento TRADE (TRIGA Accelerator Driven Experiment) che, primo nel suo genere al mondo, consentirà lo studio della fisica dell’accoppiamento di un acceleratore di particelle con un sistema nucleare sottocritico, a potenza significativa.   [6]

Ed infatti l’ Enea sta sperimentando già da qualche tempo una nuova tecnologia messa a punto dal premio Nobel Carlo Rubbia che prevede una variante del sistema ADS (Accelerator Driven System) e che consentirà di “bruciare” le scorie radioattive. “L’alternativa oggi allo studio è quella di ‘bruciare’ quegli elementi che hanno vita troppo lunga per garantire la sicurezza ambientale futura” ha detto Rubbia, riferendo che “l’Enea è attualmente impegnato in attività sperimentali derivanti dall’utilizzo del sistema ADS, che si basa sull’accoppiamento tra un acceleratore di particelle ad altissima intensità e un dispositivo sottocritico nucleare”. “L’ADS – ha aggiunto Rubbia – è il frutto della reciproca fecondazione di tecnologie indipendenti: gli acceleratori di particelle come quelli usati per la ricerca, i reattori – operati in regime sottocritico – refrigerati a piombo fuso, come quelli usati nei sottomarini russi, e il trattamento dei combustibili usati”.  [7]

Il motore nucleare ideato da Carlo Rubbia (detto perciò “Rubbiatron”) è una delle numerose applicazioni pratiche di un esperimento, il TARC, nato con finalità di ricerca pura. L’esperimento TARC è stato avviato da Carlo Rubbia nel 1996 al Ps, il Sincrotrone a protoni del Cern (laboratorio europeo per la fisica delle particelle) di Ginevra. Scopo dell’esperimento era studiare il comportamento di alcuni particolari atomi nelle reazioni di fissioni nucleare. Da questo esperimento lo scienziato italiano è riuscito a ricavare numerose applicazioni pratiche, ora in fase di sviluppo. “L’idea, dunque, è stata quella di provocare una trasformazione delle scorie radioattive, una trasmutazione, bombardandole con neutroni che si ottengono sparando protoni nel piombo fuso. Così, uranio e plutonio diventano sostanze diverse che non emettono più radiazioni o devono essere contenuti per un periodo ben più breve, non oltre 5-600 anni: vale a dire un tempo nel quale ragionevolmente si può pensare di gestire un controllo. Al Cern abbiamo già condotto esperimenti per verificare la nuova idea e il sistema funziona. Per sparare i protoni utilizzo un acceleratore di particelle come quelli che normalmente utilizziamo nello studio della materia. La difficoltà tecnica forse maggiore è l’impiego del piombo fuso, ma ci possono dare una mano i russi; loro hanno sviluppato questa tecnologia per scopi militari, e ho già contatti con gli scienziati di Mosca che sono interessati al progetto”.
Ma oltre a distruggere le scorie radioattive, la macchina di Rubbia nasce con l’obiettivo di generare energia, con un vantaggio sui generatori nucleari finora costruiti: essere molto più sicuro, allontanando lo spettro di Chernobyl. “Se nel piombo fuso immergo del torio invece delle scorie, i neutroni che lo colpiscono provocano una fissione nucleare, cioè una reazione nella quale ottengo calore utilizzabile per generare energia elettrica. Perché è più sicuro degli altri? Primo: utilizzo come elemento combustibile il torio, che si trova normalmente nella crosta terrestre, ma è tre volte più abbondante dell’uranio e, soprattutto, elimino quasi completamente le scorie radioattive, e in particolare il terribile plutonio. Secondo: a tenere acceso il reattore ci pensa l’iniettore di protoni. Se c’è un problema, lo spengo come giro l’interruttore della luce e la reazione si blocca istantaneamente. Nulla può sfuggire di mano e portare all’incubo della fusione del nocciolo, come accadde a Chernobyl.”   [8]
 

http://www.zonanucleare.com/tecnologie_sperimentali_progetti_alternativi_smaltimento/A_fondali_oceanici_odm.htm


C – Il Sole come discarica per le scorie nucleari Nell’agosto 2001, nell’ annuale seminario tenutosi al Centro “Ettore Majorana” di Erice, l’americano David Scott (ex astronauta, comandante della missione Apollo 15) ha esposto una sua convinzione: il Sole è la ideale discarica naturale per tutte le scorie radioattive della Terra.
Già con i mezzi attuali l’impresa viene considerata tecnicamente possibile. Gli ostacoli persistono, semmai, sul piano puramente economico. Per liberare il nostro pianeta dalla cosiddetta “spazzatura nucleare” occorrerebbero alcune decine di missioni da condurre con appositi cargo spaziali senza equipaggio spinti da potenti razzi che sarebbero in grado di condurre il carico fino alla zona di attrazione gravitazionale del Sole per essere risucchiato nella sua enorme fornace. Secondo David Scott, sarebbero necessarie alcune decine di missioni, più o meno il numero equivalente richiesto per l’assemblaggio della stazione spaziale. Idea allettante e per nulla proibitiva se non fosse per i costi richiesti da ogni lancio: cento milioni di dollari. Si tratterebbe di un investimento da sostenere senza alcuna contropartita se non la sicurezza e la tranquillità del mondo intero. Va ricordato, infatti, che i tempi di decadimento delle scorie radioattive sono estremamente lunghi e l’umanità non può permettersi di attendere centomila anni per riappropriarsi delle aree usate come deposito. Peraltro la loro bonifica sarebbe comunque lunga e costosa. L’adattamento dei veicoli spaziali per le esigenze di carico del materiale nucleare da smaltire prevede l’elaborazione di uno specifico progetto. Dal momento in cui si decidesse di dare corso al programma, occorrerebbero da due a tre anni per mettere a punto i requisiti tecnici del lanciatore e del relativo cargo. Trattandosi di un carico ad elevato indice di pericolosità, bisognerà salvaguardarlo in caso di problemi nella fase di lancio. Nel rapporto redatto da David Scott, in qualità di presidente dell’omonima fondazione per lo spazio con sede in Inghilterra, il rischio di fallimento viene indicato estremamente basso. D’altronde i più affidabili sistemi di lancio attualmente utilizzati hanno raggiunto un’efficienza nell’ordine del 96%, tenuto conto che nei fallimenti vengono conteggiati anche i cali di pressione ai serbatoi tali da ridurre la spinta e comportare il mancato raggiungimento della quota prevista in orbita. L’ex astronauta, protagonista dell’epopea lunare, ha raccolto consenso e interesse da parte dei 110 scienziati riuniti a Erice. Il problema delle scorie radioattive è un’emergenza di cui si parla ormai dagli Anni ’70 e minaccia di crescere con la costante crescita del fabbisogno di energia e del conseguente funzionamento delle centrali basate sul processo di fissione nucleare che produce l’isotopo plutonio 239 come materiale di scarto. Per liberarsene i governi mondiali devono produrre uno sforzo economico ingente. Le risorse necessarie per avviare un progetto spaziale dovrebbero scaturire da un fondo internazionale comune per non incidere sulla bolletta dell’energia prodotta attraverso la tecnologia nucleare. Scott fuga ogni dubbio anche sull’obiettivo delle missioni, che scaricherebbero nel Sole le scorie senza comportare rischi per la nostra stella. Sarebbe come aggiungere una pagliuzza ad un gigantesco covone. Più che un bombardamento si tratterebbe di alimentare con un minuscolo cerino il fuoco nucleare del Sole.  [9]  

http://www.zonanucleare.com/tecnologie_sperimentali_progetti_alternativi_smaltimento/C_sole_discarica_scorie.htm


D – L’uso civile e bellico dell’ uranio impoverito (il “prodotto di scarto”) L’uranio naturale è formato principalmente da due isotopi, l’uranio 235 e l’uranio 238.
Il 235 è fissile, cioè fa fissione, ed è quello che viene bruciato nelle centrali.
Quindi, generalmente nelle centrali non si usa uranio naturale, ma uranio arricchito, cioè uranio in cui sia stata aumentata la concentrazione del 235.
Si usano quindi grosse quantità di uranio naturale, e si toglie il più possibile il 235 da una parte di esso per concentrarla in un’altra parte che poi andrà in centrale.
Quello che resta, quasi tutto 238, è l’uranio impoverito (che è una miscela di nuclidi: U-238, U-235, U-234. Ma ciò che lo caratterizza è la grande percentuale presente di U-238).

Dal punto di visto radioprotezionistico non è considerato pericoloso, vista la sua bassissima attività. Il fatto è che può essere pericoloso se respirato o ingerito, visto che le particelle alfa, che verrebbero altrimenti fermati dallo strato corneo della pelle, andrebbero a colpire direttamente i tessuti. In realtà l’uranio impoverito è più pericoloso dal punto di vista chimico, in quanto metallo pesante, che dal punto di vista della radioattività in quanto emettitore alfa.   [10]


Dunque l’ uranio impoverito è il prodotto di scarto della lavorazione dell’arricchimento dell’uranio. L’arricchimento e/o l’impoverimento dell’uranio naturale è relativo alla concentrazione in peso dell’ U-235, presente nella miscela.
Ma l’ uranio impoverito è anche ottenuto come prodotto di scarto dai procedimenti di riprocessamento del combustibile nucleare irradiato.

L’uranio impoverito viene utilizzato principalmente per le sue caratteristiche intrinseche: Prodotto di scarto presente in grande quantità Basso prezzo (proprio perchè è un prodotto di scarto) Alta densità (la sua densità è quasi il doppio di quella del piombo) Duttilità I campi dove si usa sono: Nell’industria petrolifera per le attrezzature di perforazione Nell’industria aeronautica per i dispositivi di lanciamento Nell’industria navale per la costruzione delle chiglie delle navi Nell’industria spaziale come zavorra sui satelliti Nell’industria nucleare come materiale per schermature Negli impianti di ricerca come calorimetri di alta energia Nell’ambito dell’utilizzo militare dell’uranio impoverito va ricordato che esso viene usato: nelle corazze dei carri armati, nelle munizioni anticarro, nei missili e proiettili vari. L’utilizzo militare dell’uranio impoverito è dettato dalle seguenti motivazioni: alta densità e pertanto ottima per le corazze alto coefficiente di penetrazione piroforicità (prende facilmente fuoco a contatto con l’aria) [11]    

http://www.zonanucleare.com/tecnologie_sperimentali_progetti_alternativi_smaltimento/D_uranio_impoverito_u_238.htm


E – Il batterio che ripulisce dalla radioattività Recentemente (dicembre 2003) alcuni ricercatori americani del The Institute for Genomic Research (TIGR) e della University of Massachusetts, Amherst, finanziati dal Department of Energy, hanno sequenziato il genoma di un batterio, il “Geobacter sulfurreducens”, che è in grado di metabolizzare i metalli radioattivi come l’uranio.
Questo straordinario microrganismo, che vive nel suolo, potrebbe svolgere un ruolo molto importante nelle strategie di “bioremediation”, il trattamento biologico di siti inquinati. “Il genoma di questo batterio può aiutarci a rispondere ad alcune delle sfide più complesse in materia di inquinamento ambientale nonché a produrre energia dallo sfruttamento di fonti rinnovabili” ha dichiarato Spencer Abraham, segretario per l’energia. “Geobacter è una parte importante della cassetta degli attrezzi che la natura mette a disposizione per rispondere alle sfide ambientali ed energetiche. Questa sequenza genomica e la ricerca che ne deriverà potranno contribuire a mettere a punto strategie e biotecnologie per la pulizia delle acque di falda e dei terreni inquinati nelle zone industriali.”
I ricercatori della Università del Massachusetts hanno capito da tempo che Geobacter ha la capacità di far precipitare, bloccandoli, una serie di radionuclidi (come l’uranio e il tecnezio), evitando così che questi elementi finiscano nelle acque dei pozzi e dei fiumi. Adesso, la sequenza del genoma permette di capire alcune delle caratteristiche metaboliche più interessanti di questo microorganismo, finora poco studiate e comprese.
[12]
 

http://www.zonanucleare.com/tecnologie_sperimentali_progetti_alternativi_smaltimento/E_batterio_radioattivita.htm


Cosa sono le scorie nucleari?   Con il termine di scorie nucleari si intende indicare il combustibile esausto originatosi all’ interno dei reattori nucleari nel corso dell’esercizio.
Esse rappresentano un sottoinsieme dei rifiuti radioattivi, a loro volta suddivisibili in base al livello di attività in tre categorie: basso, intermedio ed alto. per capire meglio cosa sono i “rifiuti radioattivi” e la loro classificazione in categorie
Esempio di rifiuti a basso livello sono costituiti dagli indumenti usa e getta usati nelle centrali nucleari; il 90% dei rifiuti radioattivi prodotti appartengono a questa categoria, ma contengono solo il 1% della radioattività di provenienza antropogenica. Rifiuti a livello intermedio sono costituiti ad esempio dall’incamiciatura del combustibile, richiedono schermatura, e costituiscono il 7% del volume dei rifiuti radioattivi prodotti nel mondo (ma contengono solo il 4% della radioattività). Al contrariole scorie ad alto livello costituiscono solo il 3% del volume prodotto nelle attività umane, ma contengono il 95% della radioattività. Tipico esempio è costituito dal combustibile esausto delle centrali nucleari. I 436 reattori nucleari presenti in 31 nazioni infatti producono annualmente migliaia di tonnellate di scorie.
  Un reattore del tipo PWR scarica annualmente da 40 a 70 elementi di combustibile, un BWR da 120 a 200 (rispettivamente 461.4 e 183.3 Kg di uranio per assembly). Infatti dopo 3 anni di permanenza all’interno del reattore il combustibile passa alle piscine di raffreddamento; si sono formati in totale circa 350 nuclidi differenti, 200 dei quali radioattivi.
Si ha, in media, la seguente composizione:
– 94% uranio 238
– 1% uranio 235
– 1% plutonio
– 0.1% attinidi minori (Np, Am, Cm)
– 3÷4% prodotti di fissione
  Si osservi che:
– la radiotossicità del combustibile esausto decresce nel tempo e pareggia quella dell’uranio inizialmente caricato nel reattore solo dopo 250.000 anni;
il contributo maggiore alla pericolosità delle scorie è dato dal plutonio: l’80% dopo 300 anni, il 90 % dopo 500 anni;
– dopo il plutonio i maggiori contributori sono gli attinidi minori (nettunio, americio e curio), che contribuiscono per un ordine di grandezza meno del plutonio ma circa mille volte più dei prodotti di fissione;
– gli attinidi rappresentano dunque il maggiore pericolo potenziale delle scorie nucleari; tuttavia bisogna tener conto anche di alcuni prodotti di fissione quali alcuni isotopi dello iodio, del tecnezio e del cesio, data la loro maggiore mobilità nella biosfera e la loro maggiore affinità biologica (vie di ritorno per l’uomo).
  Dato che le scorie radioattive, al contrario dei rifiuti convenzionali, decadono nel tempo, si osserva che i prodotti di fissione sono pericolosi per circa 300 anni, gli attinidi minori per circa 10.000, il plutonio per circa 250.000.
Per alleggerire il problema dello stoccaggio permanente delle scorie dei reattori nucleari è necessario quindi:
– ridurre la formazione del plutonio;
– bruciare quello già prodotto.
A tale scopo sono state proposte varie soluzioni, fra le quali possono essere citati l’ADS (Accelerator Driven System), i reattori veloci ed ora anche i reattori HTR. Si noti che questo fenomeno è dovuto alla formazione degli elementi transuranici, in generale assai più radiotossici dell’uranio presente nelle miniere; si noti che le scorie high-level pareggiano la radioattività dell’uranio dopo 10.000 anni. per maggiori informazioni su una nuova tecnologia messa a punto dal premio Nobel Carlo Rubbia che prevede una variante del sistema ADS (Accelerator Driven System) e che consentirà di “bruciare” le scorie radioattive, abbreviando l’emivita delle scorie
Si noti che un impianto nucleare da 1000 MWe produce annualmente solo 25÷30 tonnellate di scorie ad alto livello vetrificate, pari ad un volume di circa 3 m3E’ stato calcolato che un uomo che usasse solo energia di origine nucleare produrrebbe, nell’arco della propria vita, un volume di scorie di questo tipo tale da poter essere contenuto nel palmo di una mano. Del resto dai dati sopra esposti si calcola facilmente che il consumo di 1 KWh per 100 anni produrrebbe un volume di scorie vetrificate pari a 0.3 litri (meno di una lattina da 33 cl!), o se si preferisce una sfera di diametro pari a 8.3 cm. Un impianto da 1000 MWe, annualmente, ne produce 12 cilindri di altezza 1.3 e diametro 0.4 metri con 400 Kg di vetro.             fonte:
Tesi di laurea in ingegneria nucleare di Romanello Vincenzo – “Analisi di alcune peculiari potenzialità degli HTR: la produzione di idrogeno ed il bruciamento degli attinidi”

http://www.zonanucleare.com/scienza/scorie_nucleari.htm


I rifiuti radioattivi 

                                  A) Definizione di “Rifiuti Radioattivi”

Definizioni in ambito internazionale

“… qualsiasi materiale che contiene o è contaminato da radionuclidi a concentrazioni o livelli di radioattività superiori alle “quantità esenti” stabilite dalle Autorità Competenti, e per i quali non é previsto alcun uso …”

(Dal Glossario IAEA)

“… materiale radioattivo in forma solida, liquida o gassosa per il quale non è previsto alcun ulteriore uso e che è tenuto sotto controllo come rifiuto radioattivo dall’Organismo Nazionale a ciò preposto secondo le norme e le leggi nazionali”

(Art. 2 punto “h” della Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management”)

Definizione secondo la legge italiana

“… qualsiasi materia radioattiva, ancorché contenuta in apparecchiature o dispositivi in genere, di cui non é previsto il riciclo o la riutilizzazione …”

(Decreto Legislativo 17 marzo 95 N° 230 modificato dall’ Art. 4, comma 3/i del Decreto Legislativo 241/00)

                                       B) Modalità di classificazione

Per classificare i rifiuti radioattivi possono essere presi in considerazione vari parametri, quali:

iuti sono classificati in:

– Rifiuti gassosi

– Rifiuti liquidi

– Rifiuti solidi

Rifiuti gassosi

Sono prodotti essenzialmente nel ciclo del combustibile nucleare (reattore, riprocessamento).

Sono costituiti essenzialmente da gas nobili, ad esempio:
Kr-85 (cripto 85), tempo di dimezzamento 10,7 anni
Xe-133, (xeno 133), tempo di dimezzamento 5,2 giorni
Alcuni radioisotopi solidi particolarmente volatili possono accompagnare i rifiuti gassosi. Ad esempio:
I-131 (iodio 131), tempo di dimezzamento 8 giorni
I-129 (iodio 129), tempo di dimezzamento 15 milioni di anni
Cs-137 (cesio 137), tempo di dimezzamento 30 anni.
Anche il tritio(H-3) e il carbonio-14 possono dar luogo a prodotti radioattivi gassosi (idrogeno, vapor d’acqua, anidride carbonica).

Per tutti questi deve essere previsto un efficace sistema di intrappolamento, con conseguente produzione di rifiuti solidi o liquidi, a seconda delle tecniche impiegate. 

Rifiuti liquidi

Sono prodotti in tutte le attività che implicano la produzione e l’impiego di radionuclidi.
Sono costituiti essenzialmente da soluzioni acquose, più o meno concentrate in sali.

Per quanto riguarda la quantità e qualità dei radionuclidi in essi contenuti, possono appartenere a tutte le categorie di classificazione.

I volumi più importanti (anche se relativamente a bassa radioattività) sono prodotti nelle operazioni di lavaggio e decontaminazione.

Sono generalmente raccolti e contenuti in serbatoi di caratteristiche adeguate, in attesa di essere sottoposti ai processi di trattamento e condizionamento.

Sono anche prodotte relativamente piccole quantità di rifiuti liquidi non acquosi, come ad esempio i solventi organici usati nel riprocessamento, oli lubrificanti contaminati, miscele di composti organici usati per scopi analitici (scintillazione liquida).

Rifiuti solidi

Sono prodotti in tutte le attività che implicano la produzione e l’impiego di radionuclidi.

Per quanto riguarda la quantità e qualità dei radionuclidi in essi contenuti, possono appartenere a tutte le categorie di classificazione.

I rifiuti solidi possono essere distinti : 

Per contenuto in acqua – Solidi umidi
 – Solidi asciutti
Per proprietà fisiche – Solidi combustibili
 – Solidi non combustibili
 – Solidi comprimibili
 –  Solidi non comprimibili
Per fonte di produzione – Rifiuti tecnologici
 – Rifiuti di processo
 – Rifiuti da smantellamento di impianti

                   D) Classificazione italiana -Guida Tecnica n.26 – ANPA

Terza Categoria

CategoriaDefinizioneEsempiSmaltimento definitivo 
Prima CategoriaRifiuti la cui radioattività decade in tempi dell’ordine di mesi o al massimo di qualche annoRifiuti da impieghi medici o di ricerca, con tempi di dimezzamento pari o inferiori a 75 giorniCome i rifiuti convenzionali 
Seconda CategoriaRifiuti che decadono in tempi dell’ordine delle centinaia di anni a livelli di radioattività di alcune centinaia di Bq/g, e che contengono radionuclidi a lunghissima vita media a livelli di attività inferiori a 3700 Bq/g nel prodotto condizionatoRifiuti da reattori di ricerca e di potenza, rifiuti da centri di ricerca, rifiuti da disattivazione di impiantiRifiuti che decadono in tempi dell’ordine delle migliaia di anni a livelli di radioattività di alcune centinaia di Bq/g, e che contengono radionuclidi a lunghissima vita media a livelli di attività superiori a 3700 Bq/g nel prodotto condizionatoRifiuti vetrificati e cementati prodotti dal riprocessamento;
combustibile irraggiato se non riprocessato;
rifiuti contenenti plutonio.
In formazioni geologiche a grande profondità


 
Guida Tecnica n. 26 – La gestione dei rifiuti radioattivi

                                    E) Origine dei Rifiuti Radioattivi
 

Tutte le attività in cui sono utilizzati o manipolati materiali radioattivi generano rifiuti radioattivi.
Si illustrano di seguito le principali fonti di produzione dei rifiuti radioattivi, distinte per le diverse concentrazioni di radioattività.

 – Rifiuti a bassa attività
 – Rifiuti a media attività
 – Rifiuti ad alta attività


Rifiuti a bassa attività

Le principali fonti di produzione sono:
·  Installazioni nucleari
·  Ospedali
·  Industria
·  Laboratori di ricerca

Essi includono generalmente:
·  Carta, stracci, indumenti, guanti, sovrascarpe, filtri
·  Liquidi (soluzioni acquose o organiche)

Un tipico reattore nucleare di potenza ne produce circa 200 m3 all’anno.
Un significativo contributo proviene dalla disattivazione delle installazioni nucleari non più in funzione.

Rifiuti a media attività

Le principali fonti di produzione sono:
·  Centrali nucleari
·  Impianti di fabbricazione del combustibile a ossidi misti (MOX)
·  Impianti di riprocessamento
·  Centri di ricerca

Includono generalmente:
·  Scarti di lavorazione, rottami metallici
·  Liquidi, fanghi, resine esaurite

Un tipico reattore nucleare di potenza ne produce circa 100 m3 all’anno.
Un significativo contributo proviene dalla disattivazione delle installazioni nucleari non più in funzione

 


Rifiuti ad alta attività

Sono le “ceneri” prodotte dal “bruciamento” dell’uranio nei reattori. I principali componenti sono i prodotti di fissione e gli attinidi transuranici.

Essi sono costituiti:
·  dal combustibile nucleare irraggiato “tal quale”
· dalle scorie primarie del riprocessamento

Un tipico reattore nucleare di potenza produce circa 30 tonnellate all’anno di combustibile irraggiato.
Nel caso del riprocessamento, questo quantitativo corrisponde a circa 4 m3 di prodotti della vetrificazione dei rifiuti ad alta attività.

 fonte: A.N.P.A

http://www.zonanucleare.com/scienza/rifiuti_radioattivi.htm


La gestione dei rifiuti radioattivi  
                                            A) Introduzione

La gestione dei rifiuti radioattivi comprende tutte le attività, operative ed amministrative, che riguardano la manipolazione, la raccolta, il trattamento, il condizionamento, il trasporto, lo stoccaggio, e lo smaltimento definitivo dei rifiuti radioattivi stessi.

Tali attività vengono effettuate nel rispetto di principi fondamentali universalmente accettati, allo scopo di perseguire l’obiettivo finale della loro messa in sicurezza.
La gestione dei rifiuti radioattivi si articola in differenti fasi tra loro interconnesse.  
              B) Principi fondamentali nella gestione dei rifiuti radioattivi

Nella gestione dei rifiuti radioattivi possono individuarsi due approcci fondamentali:

– Diluisci e Disperdi (D&D)
si ricorre a questo tipo di approccio solo in casi limitati
– Concentra e Confina (C&C)
costituisce il principio guida

I principi fondamentali nella gestione dei rifiuti radioattivi sono: La gestione dei rifiuti radioattivi deve essere effettuata in maniera tale da garantire un adeguato livello di protezione della salute dell’uomo. La gestione dei rifiuti radioattivi deve essere effettuata in maniera tale da garantire un adeguato livello di protezione dell’ambiente. La gestione dei rifiuti radioattivi deve essere effettuata in maniera tale da tener conto dei possibili effetti sulla salute dell’uomo e sull’ambiente al di fuori dei confini nazionali. La gestione dei rifiuti radioattivi deve essere effettuata in maniera tale che i prevedibili impatti sulla salute delle future generazioni non siano superiori ai livelli di impatto oggi ritenuti accettabili. La gestione dei rifiuti radioattivi deve essere effettuata in maniera tale da non imporre carichi indebiti alle generazioni future. La gestione dei rifiuti radioattivi deve essere effettuata nell’ambito di una adeguata legislazione nazionale, che includa una chiara ripartizione delle responsabilità e che preveda un organismo regolatorio indipendente. La generazione dei rifiuti radioattivi deve essere limitata al minimo possibile.
Deve essere tenuta nella dovuta considerazione l’interdipendenza tra tutte le fasi della generazione e della gestione dei rifiuti. La sicurezza degli impianti e delle infrastrutture ove si effettua la gestione dei rifiuti radioattivi deve essere assicurata durante tutto il loro previsto periodo di vita.  
                                              C) Obiettivi generali

I Principi Fondamentali per la gestione dei rifiuti radioattivi possono essere condensati nei due seguenti obiettivi:

– Protezione delle presenti e delle future generazioni da esposizione alle radiazioni
– Protezione delle presenti e future generazioni dal riciclo nella biosfera di radionuclidi

Tali obiettivi sono perseguiti in modo ottimale attraverso la applicazione del concetto “multibarriera”

Per impedire il rilascio dei rifiuti radioattivi nella biosfera, essi sono circondati da un adeguato numero di barriere, sia artificiali che naturali. Le barriere, sia artificiali che naturali, adempiono i seguenti compiti:
– fungere da schermo nei confronti delle radiazioni emesse dai rifiuti;
– impedire o ritardare la migrazione dei radionuclidi, in modo da garantire che essi non raggiungano la biosfera.
Il sistema “multibarriera” e’ costituito da un insieme di barriere di tipo fisico e chimico, poste in serie tra il rifiuto radioattivo e l’ambiente esterno, in modo ridondante, per assicurare l’immobilizzazione dei radionuclidi a fronte di un loro possibile trasporto nella biosfera da parte di acque di origine meteorica o sotterranea.
 
                                                   D) Fasi

Generazione dei rifiuti

I rifiuti possono essere generati da diverse fonti. Le più importanti sono:

– Reattori nucleari
– Ciclo del Combustibile
– Produzione ed uso di radioisotopi (medicina, industria, ecc.)
– Decontaminazioni
– Disattivazione impianti nucleari
Trattamento

In questa fase della gestione si perseguono i seguenti principali obiettivi:
– Riduzione di volume
– Predisposizione alla successiva fase di “Condizionamento”

A tale scopo, si impiegano processi fisici e/o processi chimici di cui vengono riportati i più significativi.
  Processo Tipologia Scopo Campo di applicazione Evaporazione Chimico – Fisico Concentrare la radioattività nel residuo dell’evaporazione Rifiuti liquidi acquosi a bassa, media e alta attività Filtrazione Fisico Separare la radioattività contenuta nel corpo solido Rifiuti liquidi torbidi, sospensione Ultrafiltrazione Fisico Separare microparticelle in cui e’ concentrata la radioattività Rifiuti liquidi acquosi a bassa e media attività Precipitazione
Flocculazione Chimico Aggiunta di un reattivo che insolubilizza la componente radioattiva separandola dalla soluzione acquosa Rifiuti liquidi acquosi a bassa, media e alta attività Incenerimento Chimico – Fisico Bruciamento del rifiuto con concentrazione della sua componente radioattiva nelle ceneri Rifiuti solidi combustibili a bassa e media attività Supercompattazione Fisico Schiacciamento a pressioni elevatissime di rifiuti solidi per diminuirne al massimo il volume senza trattamenti chimici Rifiuti solidi comprimibili a bassa e media attività

Il condizionamento

In questa fase della gestione si persegue il seguente obiettivo principale:
immobilizzare, all’interno di un idoneo contenitore, il rifiuto radioattivo, inglobandolo in una matrice solida stabile che soddisfi i requisiti di resistenza fisica, chimica e meccanica(*) , in modo da ottenere una forma finale idonea allo smaltimento definitivo.

Le principali proprietà che la matrice immobilizzante deve dimostrare di possedere sono le seguenti:
– Compatibilità fisica e chimica con il rifiuto da immobilizzare
– Insolubilità in acqua e impermeabilità all’acqua (resistenza alla lisciviazione)
– Resistenza meccanica
– Resistenza agli agenti esterni
– Resistenza agli sbalzi termici
– Resistenza alle radiazioni
– Stabilità nel tempo

(*) In Italia tali requisiti sono definiti dalla Guida Tecnica 26 dell’ANPA

Per i rifiuti a bassa e media attività, e per quelli a più alta radioattività ma con bassa emissione di calore, la matrice più usata e’ un particolare tipo di cemento: condizionamento mediante cementazione.
Per i rifiuti ad alta attività e significativa emissione di calore, la matrice più usata e’ un particolare tipo di vetro, il vetro borosilicato: condizionamento mediante vetrificazione.
Stoccaggio temporaneo

In questa fase della gestione, che permette di conservare in sicurezza i rifiuti radioattivi condizionati per alcune decine di anni, si persegue il seguente obiettivo principale:
Conservazione in sicurezza, per alcune decine di anni, dei rifiuti radioattivi condizionati, in modo da permettere:
– Che si verifichi un congruo abbattimento dell’emissione di calore, per effetto del progressivo decadimento dei radionuclidi a breve-media vita
(caso tipico: combustibile irraggiato , rifiuti ad alta attività vetrificati)
– Che sia realizzato il sito nazionale centralizzato per lo smaltimento definitivo
(caso tipico: rifiuti a bassa e media attività cementati)
– Che sia possibile adottare nuove strategie di gestione finale, nel frattempo resesi disponibili
Lo smaltimento definitivo

L’ultima fase della gestione dei rifiuti radioattivi si caratterizza per i seguenti obiettivi fondamentali:
– Collocazione definitiva, in apposita struttura, dei rifiuti radioattivi condizionati, con l’intenzione di non recuperarli(*)
– Protezione dell’uomo e dell’ambiente fino a quando la radioattività residua, per effetto del decadimento, non raggiunge valori paragonabili a quelli naturali
– La dose annua alla popolazione non deve superare una frazione del valore di dose massima annua per le persone del pubblico definita dalla vigente normativa

I rifiuti a bassa e media attività e basso-medio tempo di decadimento (Rifiuti di Seconda Categoria) necessitano di alcune centinaia di anni per raggiungere livelli di radioattività paragonabili al fondo naturale.
Essi vengono smaltiti in depositi superficiali o a bassa profondità;

I rifiuti ad alta attività e/o a lungo tempo di decadimento (Rifiuti di Terza Categoria) necessitano fino a centinaia di migliaia di anni per raggiungere livelli di radioattività paragonabili al fondo naturale.
Essi vengono smaltiti in formazioni geologiche a grande profondità.

(*) Negli ultimi tempi, si sta sempre più affermando il concetto di “retrievability” (recuperabilità), nel senso di progettare il deposito in modo tale da non precludere l’eventuale recupero dei rifiuti ivi depositati, in vista di possibili altre destinazioni.
   
fonte: A.N.P.A

 

http://www.zonanucleare.com/scienza/gestione_rifiuti_radioattivi.htm


La Guida Tecnica n. 26 – La gestione dei rifiuti radioattivi
(Guida Tecnica n. 26 CNEN-DISP, poi ENEA-DISP ed infine ANPA poi diventata APAT)

I. INTRODUZIONE



I.1 Premessa


I principi fondamentali a cui si deve far riferimento per la gestione dei rifiuti radioattivi sono quelli della protezione sanitaria delle popolazioni e dei lavoratori, e della preservazione dell’ambiente, tenendo anche conto dell’impatto sulle generazioni future. I rifiuti radioattivi prodotti nell’impiego pacifico dell’energia nucleare si presentano sotto varie forme ed il loro contenuto di attività può variare entro limiti molto estesi; le radiazioni emesse inoltre sono di natura diversa (α, β, γ e n) e di diversa energia, così come diversi sono i tempi di dimezzamento: da tali diversità discende la necessità di una gestione differenziata dei rifiuti stessi. Tale gestione, che comprende la raccolta, la cernita, il trattamento e condizionamento, il deposito temporaneo, il trasporto e lo smaltimento, risulta strettamente connessa anche con la scelta dei processi e con la progettazione degli impianti che generano i rifiuti radioattivi, poiché questi possono influenzarne notevolmente la natura e le quantità prodotte.



I.2 Obiettivi e campo di applicazione

La presente Guida Tecnica è volta a precisare i criteri che debbono essere rispettati per una corretta gestione dei rifiuti radioattivi.
In essa i rifiuti sono classificati in tre categorie cui corrispondono tempi diversi per il loro confinamento e diverse strategie di gestione. Vengono in particolare fornite indicazioni per le prime due delle tre categorie e sono inoltre contenute alcune indicazioni generali per la terza categoria riguardante i rifiuti che richiedono tempi di confinamento dell’ordine di centinaia di migliaia di anni. La presente Guida Tecnica si applica ai rifiuti radioattivi prodotti nelle attività disciplinate dalle norme di legge vigenti sull’impiego pacifico dell’energia nucleare; non si applica ai rifiuti aeriformi e ai rifiuti liquidi che vengono smaltiti nell’ambiente sotto forma di effluenti.



I.3 Definizioni

Ai fini della presente Guida Tecnica valgono le seguenti definizioni:

Rifiuto radioattivo: materiale prodotto o utilizzato nell’impiego pacifico dell’energia nucleare contenente sostanze radioattive e per il quale non è previsto il riutilizzo; non sono da computarsi i radionuclidi delle famiglie dell’uranio e del torio naturalmente presenti nei materiali, purché in concentrazioni inferiori a quelle stabilite dal Consiglio delle Comunità Europee ai sensi dell’art. 197 del Trattato Istitutivo della Comunità Europea dell’Energia Atomica; non sono altresì da considerarsi rifiuti radioattivi gli elementi di combustibile irraggiato.

Condizionamento: processo effettuato con l’impiego di un agente solidificante all’interno di un contenitore allo scopo di produrre un manufatto (rifiuti radioattivi condizionati + contenitore) nel quale i radionuclidi sono inglobati in una matrice solida al fine di limitarne la mobilità potenziale.

Confinamento: segregazione dei radionuclidi della biosfera con limitazione di un loro rilascio al di sotto di quantità e concentrazioni ritenute accettabili.

Deposito di smaltimento: struttura naturale e/o artificiale adibita alla sistemazione dei rifiuti radioattivi ai fini dello smaltimento.

Inglobamento: condizionamento dei rifiuti radioattivi solidi con la produzione di una matrice solida eterogenea.

Solidificazione: condizionamento dei rifiuti radioattivi liquidi o semiliquidi con la produzione di una matrice solida omogenea.

Trattamento: complesso di operazioni che mediante l’applicazione di processi fisici e/o chimici, modificano la forma fisica e/o la composizione chimica dei rifiuti radioattivi con l’obiettivo principale di operare una riduzione del volume e/o di preparare i rifiuti radioattivi alla successiva fase di condizionamento.
 


II. CRITERI


II.l Radioprotezione e protezione dell’ambiente

Le dosi individuali e collettive alla popolazione e ai lavoratori derivanti dalla gestione dei rifiuti radioattivi devono essere ridotte al livello più basso ragionevolmente ottenibile, tenendo conto di fattori economici e sociali e dell’impatto sulle generazioni future. Deve inoltre essere limitato il possibile impatto sull’ambiente tenendo conto, oltre che degli aspetti radiologici, anche di tutti gli aspetti che hanno o possono avere una rilevanza per la preservazione della qualità dell’ambiente e per gli usi attuali e futuri del territorio.


II.2 Riduzione della quantità di rifiuti prodotti e riduzione del volume

Debbono essere adottati adeguati provvedimenti atti a:

  • ridurre la produzione dei rifiuti radioattivi all’origine, in termini di massa, volume ed attività
  • ridurre il volume dei rifiuti radioattivi prodotti mediante selezione di specifici processi di trattamento, anche in relazione alla prevista soluzione di smaltimento

Tutti gli aspetti tecnici, gestionali, amministrativi, che hanno o possono avere una precisa rispondenza sulle quantità di rifiuti radioattivi generate e sulla loro riduzione di volume e che possono riguardare le fasi di progettazione tecnica e/o modalità operativa di impianti o apparecchiature, di pianificazione di servizi, di selezione di processi, ecc. devono essere anche a tal fine ottimizzati.



II.3 Classificazione dei rifiuti radioattivi

I rifiuti radioattivi sono classificati in tre categorie in relazione alle caratteristiche e alle concentrazioni dei radioisotopi contenuti. A ciascuna categoria corrispondono diverse modalità di gestione ed, in particolare, diverse soluzioni di smaltimento.


II.3.1 Prima categoria

Sono classificati in prima categoria i rifiuti radioattivi che richiedono tempi dell’ordine di mesi, sino ad un tempo massimo di alcuni anni, per decadere a concentrazioni di radioattività inferiori ai valori di cui ai commi b) e c) del punto 2 dell’art. 6 del D.M. 14 luglio 1970, e quelli contenenti radionuclidi a lungo periodo di dimezzamento purché in concentrazioni inferiori a tali valori. Questi rifiuti hanno origine essenzialmente dagli impieghi medici e di ricerca scientifica, dove i radionuclidi utilizzati (tranne alcuni casi specifici quali quelli del 3H e del14C) sono caratterizzati da tempi di dimezzamento relativamente brevi (inferiori ad 1 anno) e, nella maggior parte dei casi, inferiori ai 2 mesi.


II.3.2 Seconda categoria

Sono classificati in seconda categoria i rifiuti che richiedono tempi variabili da qualche decina fino ad alcune centinaia di anni per raggiungere concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g (una decina di nCi/g) nonché quei rifiuti contenenti radionuclidi a vita molto lunga purché in concentrazioni di tale ordine. Questi rifiuti sono in particolare caratterizzati da una concentrazione di radioattività tale che, a seguito di eventuali processi di trattamento e condizionamento cui potranno essere sottoposti i rifiuti, non si abbia il superamento, all’atto dello smaltimento, dei valori indicati in tabella l.
In questa categoria rientrano in gran parte i rifiuti provenienti da particolari cicli di produzione degli impianti nucleari e soprattutto dalle centrali elettronucleari di potenza nonché da alcuni particolari impieghi medici, industriali e di ricerca scientifica. Vi rientrano, inoltre, anche alcune parti e componenti di impianto derivanti dalle operazioni di ”decommissioning” degli impianti nucleari.


II.3.3 Terza categoria

Sono classificati in terza categoria tutti i rifiuti che non appartengono alle categorie precedenti. A questa categoria appartengono in particolare i rifiuti radioattivi che richiedono tempi dell’ordine di migliaia di anni ed oltre per raggiungere concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g (una decina di nCi/g). In tale categoria rientrano in particolare:

  • i rifiuti liquidi ad elevata attività specifica derivanti dal primo ciclo di estrazione degli impianti di riprocessamento (o liquidi equivalenti) ed i solidi in cui questi liquidi possono essere convertiti
  • i rifiuti contenenti emettitori di alfa e neutroni provenienti essenzialmente dai laboratori di ricerca scientifica, da usi medici ed industriali, dagli impianti di fabbricazione degli elementi di combustibile ad ossido misto e dagli impianti di riprocessamento.


II.4 Gestione dei rifiuti della prima categoria

I rifiuti classificati in prima categoria devono essere conservati in apposito deposito per un periodo di tempo sufficiente al raggiungimento di valori di concentrazione inferiori a quelli di cui al precedente paragrafo II.3.1.
Qualora siano presenti radionuclidi con tempi di dimezzamento diversi, si dovrebbe prevedere una raccolta differenziata sul luogo di produzione al fine di ottimizzare la permanenza nel deposito. Ove questo non sia possibile, sono i rifiuti a tempo di dimezzamento più lungo che determinano la permanenza nel deposito. I rifiuti devono essere conservati nel deposito in contenitori atti a garantirne il contenimento, anche tenendo conto dei processi di interazione chimico-fisica fra rifiuto e contenitore.
Al fine di ridurre eventuali problemi di contaminazione del contenitore, nel caso di suo previsto riutilizzo, è opportuno che i rifiuti vengano raccolti in un ulteriore sistema di contenimento (ad es. sacchi di plastica). I livelli di irraggiamento esterno e di contaminazione superficiale, relativamente ai contenitori e al locale di deposito, devono essere conformi alla classificazione del locale e dei lavoratori.
Qualora sia previsto il trasporto di questi rifiuti devono altresì essere soddisfatti i requisiti posti dalla normativa relativa al trasporto di materie radioattive, sia per quel che riguarda le attività trasportate che i contenitori. Deve essere istituito un sistema di registrazione che indichi, per ogni contenitore: i radionuclidi presenti,le attività e la concentrazione, la data di fine raccolta dei rifiuti, la loro provenienza, la data prevista per lo smaltimento.
Tali dati, o comunque un inequivocabile riferimento ad essi, devono essere indicati sul contenitore. Per la valutazione delle concentrazioni possono essere adottati anche metodi indiretti, purché di dimostrata affidabilità. Il locale da adibire al deposito dei contenitori deve essere tale da garantire:

a) la protezione dagli agenti meteorici e dall’allagamento;
b) una opportuna prevenzione e protezione contro 1’incendio;
c) la non accessibilità da parte dei non addetti.

Allorché le concentrazioni di radioattività siano scese a valori inferiori a quelli di cui al precedente paragrafo II.3.1, i rifiuti possono essere smaltiti nel rispetto delle norme di cui al DPR n. 915 del 10 settembre 1982.


II.5 Gestione dei rifiuti della seconda categoria

I criteri di seguito indicati sono riferiti a soluzioni di smaltimento nei fondali oceanici o su terraferma, in superficie o a piccole profondità; la maggior parte di essi è inoltre applicabile anche ad altri tipi di smaltimento su terraferma, quali lo smaltimento in miniere abbandonate, cavità rocciose naturali, ecc.


II.5.1 Criteri di radioprotezione e protezione dell’ambiente

Lo smaltimento sulla terraferma dei rifiuti radioattivi deve avvenire nel rispetto degli obiettivi di cui al capitolo II.1.
In particolare l’esposizione presente e futura degli individui dei gruppi di riferimento della popolazione, non deve essere superiore al valore individuato come obiettivo di progetto per altri tipi di impianto. Tale valore, che corrisponde ad un equivalente di dose efficace annuo di 0,1 mSv (10 mrem), rappresenta una piccola frazione dell’esposizione dovuta al fondo medio naturale di radiazione. Tali obiettivi devono essere perseguiti attraverso la selezione di requisiti tecnici idonei a carico dei rifiuti, del deposito e del relativo sito di smaltimento, nonché attraverso provvedimenti gestionali da prevedere già in fase di progettazione del deposito di smaltimento e di pianificazione delle procedure per la gestione dei rifiuti stessi.


II.5.2 Requisiti per i rifiuti radioattivi ai fini dello smaltimento

I rifiuti radioattivi appartenenti alla seconda categoria, ad eccezione di quanto riportato nel paragrafo II.5.3, devono essere sottoposti, dopo eventuale trattamento, a specifici processi di condizionamento. Ciò comporta la solidificazione dei rifiuti liquidi e semiliquidi e l’inglobamento dei rifiuti solidi. Nella definizione
(progettazione ed esercizio) dei sistemi di condizionamento, fermo restando le esigenze di ordine radioprotezionistico ed il criterio di cui al punto II.2 b) relativo alla riduzione dei volumi, va considerato quanto segue:

a) il condizionamento dei rifiuti radioattivi deve realizzarsi in una fase temporale quanto più prossima possibile alla fase di produzione;
b) vanno messe in atto nella misura ragionevolmente possibile le tecniche che fanno ricorso ad una miscelazione delle diverse correnti di rifiuti e che risultano in una diminuzione dei volumi dei rifiuti condizionati.

La concentrazione dei radionuclidi in un rifiuto condizionato non deve essere superiore ai limiti riportati nella tabella 1.
Il rispetto di tali limiti è temporalmente riferito alla fase di smaltimento ma è richiesto che, per quanto possibile, tali limiti siano rispettati anche per il manufatto al termine del processo di condizionamento. A tale proposito è consentito che, nel quadro più generale di un bilanciamento con il requisito di minimizzazione dei volumi, la concentrazione di radioattività nei manufatti al termine del processo di condizionamento possa in alcuni casi superare i limiti di cui sopra. In tali casi specifici và fornita, a supporto del periodo temporale di stoccaggio prospettato, una chiara dimostrazione dell’adeguatezza, in termini di capacità e di caratteristiche (v. punto II.5.9), del deposito temporaneo che si intende utilizzare: il periodo temporale di stoccaggio assunto ai fini della valutazione delle concentrazioni di radioattività non può in ogni caso essere superiore a 10 anni.
I limiti di cui alla tabella 1, che non eccedono i limiti di concentrazione previsti nella normativa NEA per l’affondamento in mare, si intendono di norma riferiti all’intero volume monolitico in cui il materiale radioattivo è distribuito; sono pertanto di norma esclusi dal computo del peso complessivo gli strati di materiale a cui possono attribuirsi funzioni di schermaggio e altre funzioni che non siano quelle relative alla solidificazione e inglobamento del materiale radioattivo stesso. Analogamente, nel caso di inglobamento di rifiuti solidi di notevoli dimensioni il computo delle attività specifiche ai fini del rispetto dei valori della tabella 1 va riferito alla massa del rifiuto solido e non all’intera massa del manufatto.
Qualora nel rifiuto da smaltire siano presenti più radionuclidi, i limiti della tabella 1 sono rispettati quando la somma dei quozienti ottenuti dividendo la concentrazione dei singoli radionuclidi presenti nel rifiuto per il corrispondente limite riportato nella tabella 1 non è superiore ad l.
I metodi impiegati per la valutazione delle concentrazioni nei manufatti, possono essere diretti o indiretti, ma comunque tali da consentire una verifica del rispetto dei limiti riportati nella tabella l.


II.5.3 Rifiuti della seconda categoria che non necessitano di condizionamento ai fini dello smaltimento

I rifiuti di tipo solido secco che, anche a seguito di eventuali processi di trattamento finalizzati alla riduzione del volume, presentino concentrazioni di radioattività inferiori a quelle indicate in tab.2 e che richiedono quindi tempi dell’ordine di pochi decenni per decadere a livelli dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g (decine di nCi/g) possono essere smaltiti in terraferma, nel rispetto degli obiettivi di protezione sanitaria e dell’ambiente soprarichiamati, senza un loro preventivo condizionamento.
Tali rifiuti sono in genere costituiti da oggetti contaminati o leggermente attivati, quali ad esempio, stracci, carta, vestiario, attrezzi e componenti di origine e genere diversi. La possibilità di smaltimento sulla terraferma di tali rifiuti è inoltre condizionata dalla loro natura fisica e chimica, dai processi di trattamento, dalle modalità e tecniche di confezionamento utilizzate, dall’assenza di liquidi liberi associati ai rifiuti confezionati.
I metodi impiegati per la lavorazione delle concentrazioni possono essere diretti o
indiretti, ma comunque tali da consentire una verifica del rispetto dei limiti riportati
nella tabella 2.
Questi rifiuti debbono essere posti in contenitori e, nel deposito di smaltimento,
separati dai rifiuti di seconda categoria condizionati.
 

TABELLA 1 — LIMITI DI CONCENTRAZIONE PER RIFIUTI RADIOATTIVI DELLA SECONDA CATEGORIA CONDIZIONATI AI FINI DELLO SMALTIMENTO
RADIONUCLIDICONCENTRAZIONE
α emettitori t1/2 >5 anni* 370 Bq/g (10 nCi/g)
β/γ emettitori t1/2 >100 anni* 370 Bq/g (10 nCi/g)
β/γ emettitori t1/2 >100 anni in metalli attivati3,7 K Bq/g (100 nCi/g)
β/γ  emettitori 5< t1/2 ≤10037 K Bq/g (1 mCi/g)
137Cs e90Sr3,7 M Bq/g (l00 mCi/g)
60Co37 M Bq/g (1 mCi/g)
3H1,85 M Bq/g (50 mCi/g)
241Pu13 K Bq/g (350 nCi/g)
242Cm74 K Bq/g (2 mCi/g)
Radionuclidi t1/2 ≤ 5 anni37 M Bq/g (1 mCi/g)
TABELLA 2 — LIMITI DI CONCENTRAZIONE PER RIFIUTI RADIOATTIVI DELLA SECONDA CATEGORIA NON CONDIZIONATI AI FINI DELLO SMALTIMENTO
RADIONUCLIDICONCENTRAZIONE
Radionuclidi t1/2 >5 anni370 Bq/g (10 nCi/g)
137Cs e 90Sr740 Bq/g (20 nCi/g)
Radionuclidi t1/2 £ 5 anni18,5 K Bq/g (500 nCi/g)
60Co18,5 K Bq/g (500 nCi/g)




II.5.4 Condizionamento dei rifiuti radioattivi

I rifiuti condizionati devono presentare una serie di caratteristiche meccaniche, fisiche e chimiche che li rendano idonei allo smaltimento sulla terraferma. I manufatti devono comunque rispettare tutti i requisiti di confezionamento richiesti dalla normativa NEA per l’affondamento in mare (Guidelines for sea dumping packages of radioactive wastes, NEA, Aprile 1979).
Nel processo di condizionamento debbono essere tenuti presenti, particolarmente nel caso di previsto trasporto alla rinfusa, i requisiti richiesti dalle norme in vigore sul trasporto nazionale e internazionale di materie radioattive cui i manufatti dovranno soddisfare all’atto della loro produzione, o direttamente, o mediante componenti addizionali di schermatura.
Il livello di irraggiamento esterno del manufatto senza l’ausilio di componenti addizionali e rimovibili di schermatura, non deve comunque superare all’atto della produzione, un equivalente di dose a contatto di 10 mSv/h (1 rem/h). Vengono di seguito indicati i requisiti minimi che i rifiuti condizionati devono possedere, precisando in alcuni casi la normativa nazionale ed estera alla quale si può fare riferimento per la definizione dei requisiti o della modalità di esecuzione delle prove; le norme indicate possono essere sostituite da altre norme o procedure equivalenti.

a) Resistenza alla compressione
La resistenza alla compressione deve essere non inferiore a 500 N/cm2. Per i materiali con caratteristiche elasto-plastiche la stessa deve essere valutata in corrispondenza del carico per il quale si ha una deformazione pari al 5% nel senso della compressione (le prove possono essere eseguite secondo le norme UNI per le prove distruttive sul calcestruzzo).

b) Resistenza ai cicli termici
Non devono osservarsi crepe e la resistenza a compressione deve mantenersi superiore al limite sopra indicato, a seguito di almeno 30 cicli termici di 24 ore da –
40°C + 40°C con una umidità relativa pari al 90%.

c) Resistenza alle radiazioni
La resistenza alla compressione deve mantenersi superiore al limite sopra indicato a seguito di esposizioni a 106 Gy (108 Rad) di radiazioni gamma.

d) Resistenza al fuoco
I rifiuti condizionati devono essere non combustibili od almeno autoestinguenti ai sensi della norma ASTM D 635-81.

e) Lisciviabilità
I rifiuti condizionati devono presentare una elevata resistenza alla lisciviazione. Le prove di lisciviabilità vanno effettuate con metodi di valutazione a lungo termine.

f) Liquidi liberi
I rifiuti condizionati devono essere esenti da liquidi liberi ai sensi della norma
ANSI/ANS 55-1.

g) Resistenza alla biodegradazione
I rifiuti condizionati devono avere adeguate caratteristiche di resistenza alla biodegradazione mantenendo la resistenza alla compressione superiore al limite sopra indicato.

h) Resistenza all’immersione
L’immersione per 90 giorni in acqua dolce non deve dar luogo a rigonfiamenti né comportare una diminuzione della resistenza alla compressione rispetto al limite indicato.

La verifica del rispetto di tali requisiti deve essere inquadrata in un programma documentato di qualificazione e controllo (sviluppato a fronte dei criteri applicabili di Garanzia della Qualità della Guida Tecnica n. 8 dell’ENEA/DISP) del sistema di condizionamento che preveda una serie di prove di caratterizzazione alle quali devono essere sottoposti campioni di laboratorio o prototipi dei manufatti in opportuna scala simulanti i rifiuti condizionati. Il programma deve riguardare inoltre i metodi di valutazione della concentrazione di radioattività dei manufatti ed i criteri di progetto ed esercizio dell’impianto di condizionamento. Qualora le prove di caratterizzazione venissero effettuate su campioni di laboratorio, le caratteristiche di tali campioni devono essere correlate a quelle dei rifiuti condizionati in scala reale.


II.5.5 Contenitori per rifiuti radioattivi

I contenitori per rifiuti radioattivi devono garantire le seguenti funzioni:

a) costituire una valida barriera per il contenimento delle sostanze radioattive durante le operazioni di riempimento, movimentazione e di eventuale stoccaggio nel deposito temporaneo;
b) costituire, se del caso, uno schermo contro le radiazioni;
c) garantire, per il trasporto, la tenuta secondo quanto previsto dalle prove standard stabilite a livello internazionale (ONU).

Il contenitore deve essere costruito con materiali di buona qualità compatibili con il contenuto e con il processo di condizionamento prescelto. Le caratteristiche meccaniche devono essere tali da garantire un’adeguata resistenza a fronte di urti o cadute che si possano verificare nell’impianto durante la movimentazione e il trasporto. Le superfici devono essere, ove necessario, facilmente decontaminabili.
Il contenitore deve, infine, fornire una adeguata resistenza alla corrosione della superficie esterna, essere, relativamente alla superficie interna, compatibile col processo di condizionamento ed avere una forma tale da facilitare le operazioni di movimentazione. Al fine di ottimizzare gli spazi disponibili e le attrezzature di movimentazione, devono essere utilizzati, per quanto possibile, in relazione ai precedenti punti a) e b), contenitori di tipo standard.


II.5.6 Schedatura ed etichettatura

Deve essere istituito un sistema di registrazione che preveda, per ciascun contenitore destinato allo smaltimento, le seguenti informazioni:

a) ente produttore del manufatto;

b) descrizione del manufatto e del contenitore: massa, dimensioni, densità;

c) caratteristiche del rifiuto (ad es. resine a scambio ionico, vetreria di laboratorio, ecc.) e sua composizione chimica (ad es. calcio fluoruro, toluene, ecc.);

d) agente solidificante (ad es. cemento, ecc.);

e) attività totale α, β, γ e n (Bq);

f) radionuclidi principali presenti nel rifiuto;

g) concentrazioni di radioattività per i diversi gruppi di radionuclidi di cui alla tabella
1 (Bq/g);

h) massimo livello di irraggiamento alla superficie del manufatto (mSv/h);

i) livello di contaminazione superficiale trasferibile (Bq/m2);

l) data di confezionamento del manufatto;

m) sigla di identificazione.

La sigla di identificazione deve essere riportata in maniera indelebile sul contenitore.


II.5.7 Caratteristiche generali del sito di smaltimento sulla terraferma

Le caratteristiche idrogeologiche del sito devono essere tali da minimizzare la possibilità di lisciviazione dei rifiuti da parte della acque sotterranee e del ritorno delle acque eventualmente contaminate in superficie o comunque nella biosfera. Le caratteristiche climatiche, geografiche e geomorfologiche del sito devono essere tali
da escludere significativi processi di erosione, specie ad opera di acque meteoriche e superficiali. Si devono anche escludere possibilità di dissesti (frane) ed inondazioni. Devono essere escluse le aree dove sono in atto significativi processi tettonici, sismici o vulcanici che possano compromettere il confinamento dei rifiuti. Le caratteristiche geologiche e idrogeologiche del sito di smaltimento devono essere omogenee e tali da rendere rappresentative le osservazioni ed analisi svolte su di esso.
Nella scelta del sito devono essere presi in considerazione gli usi del territorio, la presenza di attività pericolose, la presenza di opere suscettibili di modificare, a seguito di incidenti, le caratteristiche del sito stesso.
Ai fini del rispetto degli obiettivi di protezione sanitaria e della tutela dell’ambiente, devono essere previste sul sito di smaltimento e/o sul relativo deposito, opere ingegneristiche atte a prevenire o ritardare il contatto diretto fra rifiuti e ambiente ospitante, con conseguente possibile rilascio di radioattività. La progettazione di queste opere deve tendere ad evitare interventi di manutenzione.


II.5.8 Sorveglianza

Sul sito deve essere prevista una rete di monitoraggio ambientale. Un regime di sorveglianza ambientale deve essere mantenuto anche dopo che la capacità del sito ad accogliere rifiuti radioattivi da smaltire si è esaurita.


II.5.9 Deposito temporaneo

I rifiuti radioattivi condizionati ed i rifiuti di cui al paragrafo II.5.3 possono sostare in depositi temporanei in attesa di essere trasportati al sito di smaltimento. Le caratteristiche dei depositi temporanei devono essere tali da garantire:

a) ispezionabilità diretta o indiretta dei manufatti e dei rifiuti confezionati;

b) protezione dei manufatti e dei rifiuti condizionati da agenti meteorici;

c) protezione dei manufatti e dei rifiuti contro eventi esterni, quali ad es.: trombe d’aria, sisma;

d) sistemi di drenaggio sul pavimento con possibilità di raccolta e campionamento dei liquidi drenati;

e) sistemi per la rivelazione e prevenzione di incendio commisurati al carico di fuoco esistente;

f) non accessibilità da parte dei non addetti.

Devono inoltre essere messe in atto procedure amministrative che consentano il controllo dei rifiuti presenti (etichettatura, sistemi di registrazione dei rifiuti, etc.).


II.6 Gestione dei rifiuti della terza categoria

Ferma restando la necessità di effettuare analisi specifiche caso per caso, sono di seguito fornite alcune indicazioni per la gestione dei rifiuti della terza categoria, considerando in particolare:
– rifiuti liquidi o solidificati, contenenti emettitori β / γ  ad elevata concentrazione di radioattività, provenienti dagli impianti di riprocessamento;
– rifiuti contenenti emettitori α e n, provenienti dal ciclo del combustibile e da laboratori di ricerca;
– sorgenti di radiazioni, contenenti emettitori α e n, quali parafulmini, rivelatori di fumo, etc.;
– sorgenti β / γ   che non rientrano nella seconda categoria.


II.6.1 Rifiuti contenenti emettitori β / γ ad elevata concentrazione di radioattività

Per i rifiuti in forma liquida deve essere previsto il condizionamento sotto forma di rifiuti solidi entro un periodo di tempo riconosciuto idoneo mediante processi di vetrificazione o altri processi di condizionamento sufficientemente provati. I rifiuti solidificati, in attesa della definizione di opportune soluzioni di smaltimento, devono essere conservati in depositi ingegneristici nei quali sia garantito il necessario smaltimento del calore tramite adeguati sistemi di raffreddamento ad aria o ad acqua.


II.6.2 Rifiuti contenenti emettitori α e n provenienti dal ciclo del combustibile e da laboratori di ricerca scientifica

Nell’ambito dei rifiuti in oggetto si individuano, fra gli altri:

1. i rifiuti in forma liquida di diversa origine contenenti emettitori alfa;
2. i materiali di diversa origine contaminati da radionuclidi alfa emettitori;
3. le guaine e i componenti di assemblaggio derivanti dal riprocessamento degli elementi di combustibile irraggiati.

I rifiuti di cui ai punti 1) e 3) devono essere sottoposti a specifici processi di trattamento e condizionamento. Le modalità e la natura di tali processi, le caratteristiche dei rifiuti condizionati e tutti gli altri aspetti che sono in relazione con l’intera gestione di tali rifiuti, incluso lo smaltimento, devono essere riconosciuti validi in relazione ai singoli casi in esame.
I rifiuti di cui al punto 2), riguardano materiali che possono essere di diversa natura e dimensione; per essi deve essere prevista la conservazione in contenitori capaci di garantire adeguata tenuta, resistenza meccanica e resistenza alla corrosione. La conservazione deve essere preceduta da una suddivisione dei rifiuti in base al contenuto di plutonio od altri radionuclidi di equivalente radiotossicità e/o in base alle caratteristiche di combustibilità, lisciviabilità, ecc. e, se del caso, da processi di trattamento finalizzati soprattutto alla riduzione del volume. I depositi temporanei di questi rifiuti devono avere le caratteristiche riportate al paragrafo II.5.9.


II.6.3 Sorgenti di radiazioni contenenti emettitori α e n

I rifiuti costituiti da sorgenti di radiazioni contenenti emettitori α e n, quali le sorgenti di Ra-226 utilizzate per i parafulmini radioattivi, le sorgenti di Am-241 utilizzate nei rilevatori di fumo, le sorgenti di Am-Be, ecc., devono essere condizionati con inglobamento in matrice cementizia, nel rispetto dei limiti di attività e degli altri requisiti stabiliti dalle norme NEA per l’affondamento in mare. Le modalità del processo di condizionamento devono essere riconosciute valide in relazione ai singoli casi.
Per questi rifiuti le possibilità di smaltimento consistono nel confinamento in formazioni geologiche o nell’affondamento in mare.
I preparati di Ra-226 provenienti dall’uso terapeutico, per i quali è previsto l’eventuale recupero, devono essere opportunamente conservati in contenitori metallici schermati.
 

II.6.4 Sorgenti di emettitori β / γ che non rientrano nella seconda categoria

Tali sorgenti devono essere condizionate con inglobamento in matrice cementizia (le modalità del processo di condizionamento devono essere riconosciute valide in relazione ai singoli casi) nel rispetto dei limiti di attività e degli altri requisiti stabiliti dalle Norme NEA per l’affondamento in mare. Anche per esse le possibilità di smaltimento consistono nel confinamento in formazioni geologiche o nell’affondamento in mare.





fonte:
E.N.E.A.
 

http://www.zonanucleare.com/norme/guida_tecnica_26_gestione_rifiuti_radioattivi.htm


Documentazione scientifica in merito alla materia “rifiuti nucleri”
(elenco aggiornato fino all’ anno 2000 compreso)
 
La base di conoscenze tecnico-scientifiche in tema di trattamento di materiali e residui radioattivi è soggetta a continuo aggiornamento alla luce dei risultati della ricerca, del progresso tecnologico e della prassi operativa a livello internazionale. Le risultanze degli studi sono sistematicamente trasferite nell’aggiornamento delle normative.

 
Documenti e pubblicazioni dell’ IAEA
Nelle attività di studio e di ricerca sono impegnate diverse Agenzie specializzate delle Nazioni Unite; tra esse l’Agenzia Internazionale dell’Energia Atomica (IAEA). Standardisation of Radioactive Waste categories, Technical Report Series n. 101, 1970
  Principles for the Exemption of Radiation Sources and Practices from Regulatory Control – Safety Series n. 89 – 1988
  Code of Practice on the International Transboundary Movement of Radioactive Waste, INFCIRC / 386, 1990
  Treatment and Conditioning of Radioactive Solid Wastes, TEC DOC – 655, 1992
  Storage of Radioactive Waste, TEC DOC – 653, 1992
  Application of Exemption Principles to the Recycle and Reuse of Materials from Nuclear Facilities, SS-111-P-1.1, 1992
  Radioactive Waste Management Glossary, 1993
  Siting of Near Surface Disposal Facilities – Safety Series N. 111 – G – 3.1, 1994
  Design of spent fuel facilities, Safety Series n. 116 -1994
  Status of Technology for Volume Reduction and Treatment of Low and Intermediate Level Solid Radioactive Waste, Technical Report Series, n. 360, 1994
  Classification of Radiatioactive Waste – Safety Series n. 111 – G – 1.1, 1994
  Safety Assessment of Near Surface Radioactive Waste Disposal Facilities: Model Intercomparision Using Single Hypothetical Date, First Report of NSARS – – TECDOC – 846, Vienna 1995
  Safety Assessment for spent fuel storage facilities, Safety Series n. 118 –
  The Principles of Radioactive Waste Management, Safety Series n. 111 – F – 1995
  Establishing a National System for Radioactive Waste Management, Safety Series n. 111-S – 1995
  International Basic Safety Standards for Protection against Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series n. 115 – 1996
  The Program on Biosphere Modelling and Assessment Methods. Themes for a new Co-ordinated Research Programme on Environmental Model Testing and Improvement, BIOMASS/G/WDO1, 1996
  Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, Safety Standards Series n. ST-1, 1996
  Clearance Levels for Radionuclides in Solid Materials: Application of Exemption Principles, Interim Report, TEC DOC – 855, 1996
  Safety Assessment for Near Surface Disposal, Safety Series n. 111-G – 1997
  Near Surface Disposal of Radioactive Waste, Safety Series Safety Series n. 111-S – 1997
  The International Programme for Improving Long Term Safety Assessment Methodology for Near Surface Radioactive Waste Disposal Facilities: Objective, Content and Work Programme, 1997
  Measures to Strengthen International Co-operation in Nuclear Radiation and Waste Safety, Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on Safety of Radioactive Waste Management – GOV/INF821-GC(41) INF/12, 1997
  Interim Storage of Radioactive Waste Packages, Technical Reports n. 390, 1998
  Factors relevant to the recycling or reuse of components arising from the decommissioning and refurbishment of nuclear facilities, Technical Reports n. 293, 1998
  Classification of Radioactive Waste, Safety Series n. III-G -1999
  Derivation of Default Acceptance criteria for Disposal of Radioactive Waste to Near Surface Facilities, Working Document, Version 3, 1999
  Maintenance of records for Radioactive Disposal, TECDOC – 1097, 1999
  Derivation of Quantitative Acceptance criteria for Disposal of Radioactive Waste to Near Surface Facilities: Development and Implementation of an Approach, Working Material, Draft Safety Report – Version 3, 1999
  Organisation and implementation of a national regulatory infrastructure governing protection against ionising radiation and the safety of radiation sources – – TECDOC – 1067- February 1999
  Near Surface Disposal of Radiation Waste – Safety Standards Series n. WS-R-I, 1999
  The IAEA’s Functions and policies on the Restoration of Environments with radioactive Residues, A.J. Gonzales Rif. “Restoration of Environment with Radioactive Residues” International Symposium, Arlington, Virginia, USA, 29 November – 3 December 1999
  Safety Assessment for Near Surface Disposal of Radioactive Waste , Safety Series n. WS -G – 1.1, 1999

    Documenti e pubblicazioni dell’ OECD-NEA
Attenzione ai temi in esame viene pure dedicata dall’Agenzia dell’Energia Nucleare (NEA) dell’Organizzazione per la Cooperazione e lo Sviluppo Economico (OCSE). Shallow Land Disposal of Radioactive Waste: Reference Levels for the Acceptance of Long-leved Radionuclides – Report of a Nuclear Energy Agency Group – Organisation for Economic Cooperation and Development (OECD), Paris 1987
  Systematic Approaches to Scenario Development, Paris, 1992
  The Environmental and ethical basis of geological disposal of Long-Leved Radioactive Waste, Paris 1995
  The NEA Co-operation Programme on decommissioning: the first ten years 1985-1995 – OECD, Paris 1996
  Radioactive Waste Management in Perspective, Paris 1996.
  Recycling and reuse of scrab metal. NEA, OECD, Paris 1996
  Radiation in Perspective – Applications, Risks and Protection, Paris 1997.
  Lessons Learnt from Ten Performance Assessment Studies Paris 1997.
  Regulationing the long-term safety of Radioactive waste disposal” Cordoba, Spain, 20-23 January, 1997
  Nuclear Energy in the OECD, report by the High Level Advisor Group, NEA 29 January 1998.
  Nuclear Waste Bulletin,1998.
  Radioactive Waste Manag
  Fluid Flow Through Faults and Fractures in Argillaceous Formations (1998)
  Water-conducting Features in Radionuclide Migration
  1998 NEA Annual Report, Paris,1999.
  Low Level Radioactive Waste Repositories: An Analysis of Cost, 1999
  Confidence in the Long-term Safety of Deep Geological Repositories. NEA, OECD, Paris 1999
  Progress Towards Geologic Disposal of Radioactive Waste: Where Do We Stand? NEA, OECD, Paris 1999.

    Documenti e pubblicazioni della ICRP
La Commissione internazionale per la protezione radiologica (ICRP), Organismo non governativo riconosciuto dall’ONU, pubblica periodicamente rapporti in tema di radioprotezione che costituiscono la base scientifica per tutte le normative e le procedure operative in questo campo. Radiation Protection Principles for the Disposal of Solid Radioactive Waste, Pubbl. n. 46, Pergamon Press, Oxford, 1985
  Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, R.H. Clarke
  “Collezione sicurezza” n. 75 – INSAG – Gruppo consultivo internazionale per la sicurezza
  Recommendation of the ICRP, Pubbl. 60, Pergamon Press, Oxford 1991
  Protection from Potential Exposure: a Concepted Framework, Pubbl. n. 64, 1993
  Protection from Potential Exposure Application to Selected Radiation Sources, Pubbl. n. 76, 1997
  Radiological Protection Policy from the Disposal of Radioactive Waste, Pubbl. n. 77,Elsevier, Oxford 1998
  Documenti e pubblicazioni dell’ Unione Europea
L’Unione Europea promuove un consistente programma di studio e pubblica guide e rapporti tecnici di riferimento in tema di sicurezza nucleare.
  Objectives, standards and criteria for radioactive waste disposal in the European Community”- EUR – 12570
  Application of procedures and disposal criteria developed for nuclear waste packages in cases involving chemical toxicity” EUR-16745
  Prima relazione sulla gestione dei residui radioattivi nella Comunità:situazione attuale e previsione – DOC COM (83), 262 del 16 maggio 1983
  Framework Research Actione Programme 1984-1987 on the decommissioning of nuclear power plant. Europea Scientific and Technical Strategy – Rif. Proceeding of a European Conference, Luxemburg 22-24 May 1984
  Seconda relazione sulla gestione dei residui radioattivi nella Comunità: – DOC COM (87), 312 del 29 luglio 1987
  Radiological Protection Criteria for the Recycling of materials from the Dismantling of Nuclear Installations, Radiation Protection n. 43, CEC, 1988
  Commissione Europea “Recommended Radiological Protection Criteria for the Recycling of Metals from the Dismantling of Nuclear Installations” 1989
  Commissione Europea – COM (1989) 799 def – Comunicazione e Quarta Relazione della Commissione “La situazione attuale e le prospettive della gestione dei rifiuti radioattivi nell’Unione Europea”
  Agenzia Europea per l’Ambiente (Reg. CEE n. 1210 del 1990)
  EUR – 13389 – “Radioactive Waste Management and Disposal – Proceedings of the 1990 EC – Conference
  Terza relazione della Comunità sulla attuale situazione e sulla probabile evoluzione della gestione dei residui radioattivi nella Comunità europea – DOC COM (93), 88 del 1° aprile 1993
  Risoluzione sulla gestione dei rifiuti radioattivi GU C379 del 19 dicembre 1994
  Strategia Comunitaria per la gestione dei rifiuti radioattivi, DOC CON (94), 66 del 2 marzo 1994
  “Application of Procedures and Disposal Criteria Developed for Nuclear Waste Packages to Cases Involving Chemical Toxicity” – European Commission Report, EUR 16745 EN, European Commission, Luxemburg (1996)
  Programma indicativo nucleare (PINC) – DOC COM (97) , 401 del 25 settembre 1997
  “Radioactive Waste Categories. Current Position in the UE Member States and in the Baltic and Central European Countries” (1998). Ufficio delle pubblicazioni ufficiali delle Comunità Europee – Luxemburg
  “Assessment of the Consequences of the Presence of Toxic Elements in Some Common Radioactive Waste Stream” – European Commission Report, EUR 18211 EN, European Commission, Luxemburg (1999)
  “Guida per i criteri di scelta del sito” CEE – Direzione Generale Scienza, Ricerca e Sviluppo. Divisione Ciclo del Combustibile
  Raccomandazione EURATOM n. 829/99 sull’applicazione dell’art. 37 del Trattato EURATOM a modifica raccomandazioni 16.11, 1960; 82/181; 91/4
  Raccomandazione della Commissione del 15 settembre 1999 su un sistema di classificazione dei residui radioattivi solidi GUCE L 265/37
    Documenti e pubblicazioni delle Agenzie, Enti e degli operatori nazionali
A livello nazionale hanno contribuito e contribuiscono allo sviluppo di studi, ricerche, nonché alla formulazione di documenti su aspetti tecnico-scientifici: ANPA, UNI, ENEA, ISS, istituti universitari e di ricerca, imprese operanti nel settore nucleare con particolare cenno a ENEA e SOGIN.
ANPA ANPA: “Selezionare, qualificare e rendere operativo un sito nazionale per lo smaltimento dei rifiuti di Seconda categoria condizionati”, atti della Conferenza, luglio 1995.
  ANPA: “Individuare, caratterizzare e rendere operativo un sito nazionale per lo smaltimento dei rifiuti di Seconda categoria e per il deposito a medio termine del combustibile irraggiato e dei rifiuti ad alta attività”, atti della Conferenza, novembre 1997.
  Intervento dell’Ing. R. Mezzanotte su “Criteri e processi autorizzativi” al Convegno su “La sistemazione definitiva dei rifiuti radioattivi”, Milano, 11 ottobre 2000.
Authority Autorità per l’energia elettrica e il gas
Commissione Tecnica per la Sicurezza Nucleare e la Protezione Sanitaria Commissione Tecnica per la Sicurezza Nucleare e la Protezione Sanitaria: “Sulla prospettiva di adozione di “clearance levels” in ambito nazionale ed europee: Rilascio di materiali debolmente contaminati provenienti dalla disattivazione degli impianti nucleari”, novembre 1999.
  ENEA Guida Tecnica n. 26 ENEA DISP (1987)
  Atti del Convegno “Sicurezza nucleare e disattivazione impianti in Italia”, Saluggia, 6 ottobre 1998
  ENEA: “La Radioprotezione in Italia: la salvaguardia della popolazione e dell’ambiente – Dossier 1999”.
  ENEA, Task force per il sito nazionale di deposito dei materiali radioattivi: “lo smaltimento dei rifiuti radioattivi: policies e pratiche di gestione internazionali” , aprile 2000″.
  ENEA policies internazionali aprile2000
  ENEA ,Task Force per il Sito Nazionale di Deposito dei Materiali Radioattivi: ” Deposito nazionale per rifiuti radioattivi, situazione e stato delle azioni al giugno 2000″.
  Materiale elaborato dalla Task force: Esempi di acuni principali siti per le scorie nucleari esteri: Aube in Francia, El Cabril in Spagna, Forsmark in Svezia, Rokkasho in Giappone
 Esempi di applicazione della metodologia GIS
 Carta delle aree italiane potenzialmente idonee alla localizzazione di un sito per le scorie in seguito a un’analisi Gis di 2° livello
 Analisi GIS a scala di area potenzialmente idonea: interpretazione foto aere e individuazione fabbricati e manufatti nelle aree
SOGIN SOGIN
  UNI norme uni n. 4681, 4917, 8128, 7698, 9108, 7267, 8798, 8614, 8826, 9498

    Documenti e pubblicazioni di Agenzie, Enti e esperti a livello internazionale
          fonte:  Ministero delle Attività Produttive
   

http://www.zonanucleare.com/scienza/elenco_documentazione_rifiuti_nucleari.htm


La scelta del sito nucleare   Dall’ENEA e la Commissione Scalia alla SOGIN

Premessa
 Il problema dei rifiuti nucleari è reale ed urgente da risolvere.
• La soluzione va trovata nel nostro Paese.
• Ovunque fosse stato scelto il sito per i rifiuti nucleari si sarebbe sollevata la protesta.
• La procedura che viene seguita, la trasparenza ed il coinvolgimento, “fa la differenza” per gestire dissensi e problemi.

La Commissione Scalia
• Si tratta della Commissione Bicamerale Parlamentare d’inchiesta sul ciclo dei rifiuti e sulle attività illecite connesse (XIII Leg.)
• Il 29 aprile 1999 approva all’unanimità un documento sulla “strategie d’intervento per la disattivazione degli impianti nucleari e per la sistemazione dei rifiuti radioattivi”

Cosa ha stabilito la Commissione Scalia?
• Stabiliva il coinvolgimento di tre soggetti:
un’Agenzia Pubblica per la gestione del sito dei rifiuti radioattivi, l’ANPA per definire i criteri ed effettuare i controlli, gli esercenti delle strutture che hanno i rifiuti radioattivi.
• L’ ipotesi di un “mediatore” indipendente dal Governo (funzioni di osservatore super partes e garante pubblico).

per conoscere meglio cosa contiene il documento prodotto dalla Commissione Scalia


Per la gestione del sito si ipotizza un’Agenzia Nazionale pubblica
• “Il carattere pubblico dell’ agenzia è ritenuto indispensabile” anche per “svolgere credibilmente un ruolo di garanzia degli interessi della collettività”
• Inoltre il carattere pubblico “è ritenuto un aspetto irrinunciabile” perché le operazioni “si concentrano nell’ arco di alcune decadi ma si protraggono per alcuni secoli”

Il lavoro dell’ENEA
• Nel ‘98 il Gruppo di Lavoro presso la Protezione Civile (ENEA, ENEL ed ANPA) fissa in una risoluzione i criteri in base ai quali l’ ENEA ricercherà i siti idonei per un
deposito di superficie.
• Una Task Force presso l’ ENEA effettua, tra l’ altro, una prima selezione per esclusione dei siti idonei ad ospitare depositi di superficie.

la Task Force ENEA: le attività e i risultati



La Commissione della Conferenza Stato-Regioni
• Nel 1998 si apre la Conferenza al tema nucleare e nel dic.1999 si nomina uno speciale Gruppo di Lavoro.
• Produce un rapporto sulle “ condizioni per la gestione in sicurezza dei rifiuti radioattivi” (approvato nel gen. 2002) che individua le strategie d’ intervento, valorizza gli studi ENEA ma ne “ boccia” le localizzazioni: i criteri non erano concordati.

Il “ Tavolo Nazionale”
• Al fine di una “concertazione strategica per le attività propedeutiche alla scelta di un sito di smaltimento” , l’ex Ministro Bersani istituisce presso il Ministero dell’ Industria un Tavolo Nazionale composto da Governo, Regioni, UPI, ANCI, Sindacati, ENEL, ENEA, AMPA.
• Il Governo Berlusconi non ha mai riunito il Tavolo

Cos’ è la SOGIN?
• Società Gestione Impianti Nucleari.
• Nata nel 1999, ex società ENEL, oggi del Ministero del Tesoro che ne possiede il 100% del capitale, ha oltre 600 dipendenti.
• Presidente è il Gen. Carlo Jan
• Vice Presidente è il Prof. Paolo Togni
• Amm. Del.: Dott. Gianfranco Bolognini

Cosa deve fare la SOGIN?
• Lo smantellamento degli impianti nucleari
• Il recupero dei materiali
• Il recupero ed il riutilizzo dei siti oggi occupati dagli impianti dismessi
• Attività internazionale nel campo dei servizi d’ ingegneria nucleare

il nucleare in Italia oggi: la SOGIN
Le disposizioni governative nel 2003
• DPCM 14.2.03: dichiarazione emergenza per smaltimento rifiuti radioattivi in Campania, Lazio, Emilia R., Basilicata, Piemonte (fino al 31.12.03).
• OPCM 7.3.03: nomina il Presidente della SOGIN a Commissario Delegato per la messa in sicurezza dei materiali nucleari (specifica elenco 8 siti)

Il Commissario Delegato
• Opera in deroga a procedure di V.I.A., concessioni urbanistico edilizie, concessioni per le derivazioni d’ acqua ad uso industriale, trasporto di merci pericolose, appalti (OPCM 7.3.2003 n. 3267)
• Come primo atto ha nominato come Commissario Vicario il Vice Presidente SOGIN, Prof. Paolo Togni (ordinanza Com. Delegato 21.3.2003 n.1)
 
Da ENEA a SOGIN

Gli atti del Com. Delegato
• Predispone un piano preliminare per misure di protezione e riduzione rischio impianti e depositi ENEA (ordinanza n.4 11.4.03)
• Convenzione (13.5.03) per trasferimento da ENEA a SOGIN di licenze e autorizzazioni per messa in sicurezza rifiuti radioattivi
• In esecuzione della convenzione l’ ENEA affida a SOGIN gli impianti con presenza di rifiuti radioattivi (ordinanza n. 9 29.7.03). Il ricorso costituzionale del Governo contro la Reg. Sardegna
• La Regione Sardegna emana una legge (n.8/03) con cui dichiara denuclearizzato e precluso al transito e presenza di materiali radioattivi sul territorio regionale.
• L’ 11.9.03 il Governo deposita in Corte Costituzionale un ricorso per l’ annullamento della legge sarda sostenendo che la protezione dell’ ambiente è materia esclusiva dello Stato.

Chi ha il compito di controllare la SOGIN?
• E’ APAT, che ha sostituito l’ANPA.
• L’ANPA era un’ agenzia indipendente, mentre l’APAT oggi dipende dal Minsitero dell’Ambiente e Territorio di cui è Ente Strumentale.
• In tutto il mondo occidentale le Agenzie di controllo nucleare sono Enti che garantiscono la separazione totale tra le funzioni di controllo e quelle di gestione.

Un decreto legge per individuare un sito nucleare?
• La necessità ed l’urgenza sarebbero motivate “ dalla presenza nazionale di rifiuti radioattivi” oggi “ caratterizzata da profili di maggiore gravità in relazione alla diffusa crisi internazionale”
• Non occorre alcun atto legislativo, tanto meno per decreto, per stabilire le procedure di selezione del sito.

Il decreto legge n.314-14.11.03
• Individua a Scanzano Jonico il sito per il “Deposito Nazionale dei rifiuti radioattivi” che sarà “ opera di difesa militare di proprietà dello Stato” (art.1 com.1).
• Affida alla SOGIN la realizzazione del del Deposito Nazionale (art.1 com.2).
• Prevede un Commissario Straordinario per realizzare il Deposito Nazionale (art.2).

I poteri del Commissario Straordinario (art.2 dl 314/03)
• Opera in deroga alla normativa vigente.
• Deve “ validare” il sito; mettere in sicurezza i rifiuti anche “ con strutture temporanee da realizzare nello stesso sito dei rifiuti radioattivi” ; predisporre un piano finanziario considerando anche “ proventi
derivanti dalla gestione” ; effettua gli espropri; affida ed approva progetti e lavori.

Scanzano Ionico è stato scelto senza:
• Una procedura partecipata come ormai ovunque avviene a livello internazionale.
• In contrasto con tutte le procedure indicate in atti istituzionali formali.
• Senza un’ analisi comparata con altri siti.
• Senza analisi complete visto che, come esplicitamente affermato nel dl 314/03 questa “ soluzione va validata sotto il profilo geologico, idrologico, geomeccanico” .
    fonte: WWF Italia
 
  L’ ENEA ha individuato 214 siti idonei per i rifiuti nucleari (26/11/2002)   Sono 214 le aree italiane adatte ad ospitare il deposito nazionale per i rifiuti radioattivi. Le piu’ numerose si trovano in Puglia (65) ed in Toscana (55). Ad individuarle e’ stata la Task force per il sito nazionale di deposito dei materiali radioattivi dell’ Enea. Ma l’ elenco e’ stato definito oggi troppo vasto dal ministro dell’ Ambiente, Altero Matteoli. ”Indicare oltre 200 aree – ha detto equivale a non indicarne nessuna: l’ Enea non ha quindi portato a termine il suo compito” Per arrivare a selezionare le aree adatte, la task force dell’ Enea ha adottato alcuni criteri di esclusione. Sono state escluse le isole, le aree entro 50 chilometri da confini nazionali, entro 15 chilometri da centri abitati con piu’ di 100.000 abitanti, 10 km da centri abitati tra 20.000 e 100.000 abitanti, 5 km da centri tra 10.000 e 20.000 abitanti, 3 km da centri tra 1.000 e 10.000 abitanti, 2 km da paesi tra 200 e 1.000 abitanti. Escluse anche le aree protette, quelle vicine a corsi d’ acqua, quelle boscate, quelle sismiche. Ad un primo livello e’ stato cosi’ selezionato il 9% del territorio nazionale come potenzialmente adatto alla localizzazione del deposito. Su queste aree e’ stata poi operata una nuova selezione e si e’ arrivati a 214 aree che superano l’ ampiezza di 300 ettari ciascuna.
Ecco l’ elenco delle aree regione per regione: Basilicata 36; Calabria 3; Emilia Romagna 1; Lazio 38; Liguria 1; Lombardia 3; Marche 2; Molise 3; Piemonte 3; Puglia 65; Toscana 55; Umbria 4. Totale 214
  dal sito: http://web.vita.it/articolo/index.php3?NEWSID=25812  

http://www.zonanucleare.com/norme/scelta_sito_rifiuti_nucleari.htm


La mappa degli attuali depositi temporanei di materiale radioattivo in Italia   Secondo i dati forniti dal generale Carlo Jean alla commissione ambiente della Camera, in Italia ci sono circa 60.000 metri cubi di rifiuti radioattivi di seconda e terza categoria, ai quali vanno aggiunte 298,5 tonnellate di combustibile irraggiato. Le centrali nucleari italiane (chiuse dopo il referendum del 1987) hanno prodotto 55 mila metri cubi di scorie. Ma la verità è che più che chiuse le centrali sono in stato di «custodia protetta passiva», dunque continuano a produrre ogni anno una certa quantità di rifiuti radioattivi. A questi vanno aggiunti altri 2 mila metri cubi di rifiuti radioattivi, di origine medica e sanitaria, o creati durante le attività di ricerca o simili, e poi rottami metallici, vecchi quadranti luminescenti, parafulmini. E inoltre è bene ricordare che ospedali e aziende producono ogni anno 500 tonnellate di nuove scorie. [1] Secondo i dati raccolti dal Servizio di prevenzione sanitaria della Regione Lombardia, ad esempio, in un solo anno (tra il giugno 1997 e il giugno 1998) le aziende sanitarie lombarde hanno rilevato più di 100 carichi di rottami metallici radiocontaminati, quasi tutti in provincia di Brescia, evidentemente sfuggiti ai controlli doganali. Nel 55% dei casi l’oggetto radioattivo era costituito da materiale metallico radiocontaminato, nel 17% dei casi da vere sorgenti radioattive e nel 18% dei casi da quadranti di strumenti. In alcune sporadiche occasioni sono stati ritrovati parafulmini radioattivi e rilevatori di fumo
C’è poi un ulteriore quantità di materiale radioattivo su cui si hanno poche informazioni, quello proveniente dai traffici illeciti. Il rapporto di Legambiente ricorda che nel periodo 1996-1998, in particolare, risultavano entrati 2 milioni e 260mila tonnellate di rottami ferrosi attraverso i valichi ferroviari di Gorizia e Villa Opicina e quello stradale di Valico Sant’Andrea, lungo la frontiera orientale italiana: oltre 15mila tonnellate sono risultate radioattive e rispedite oltre confine. [2]   In dettaglio ecco le tutte le “installazioni nucleari italiane”: stato attuale, rifiuti radioattivi e combustibile irraggiato in stoccaggio (rapporto del Ministero dell’Industria, del Commercio e dell’Artigianato – 14 dicembre 1999)
  Brevi cenni sulla situazione attuale e mappa geografica degli attuali depositi temporanei di materiale radioattivo in Italia

A. In dettaglio ecco le tutte le “installazioni nucleari italiane”: stato attuale, rifiuti radioattivi e combustibile irraggiato in stoccaggio (rapporto del Ministero dell’Industria, del Commercio e dell’Artigianato – 14 dicembre 1999)
In dettaglio ecco le tutte le “installazioni nucleari italiane”: stato attuale, rifiuti radioattivi e combustibile irraggiato in stoccaggio (rapporto del Ministero dell’Industria, del Commercio e dell’Artigianato – 14 dicembre 1999): ESERCENTE IMPIANTO DESTINAZIONE ORIGINARIA DATA ARRESTO STATO ATTUALE RIFIUTI STOCCATI COMBUSTIBILE IRRAGGIATO STOCCATO      
ENEL Reattore BWR Garigliano Produzione elettricità   Arresto 1978 Disattivazione 2200 mc 570 TBq nessuno   Reattore GCR Latina   Produzione elettricità   Arresto 1986 Disattivazione 850 mc 40 TBq nessuno (ritrattam.) Attesi 24 mc di  vetri Reattore PWR Trino Vercellese Produzione elettricità   Arresto 1987 Disattivazione 800 mc 2 TBq 47 elementi (14,5 ton) Attesi 6 mc di  vetri Reattore BWR Caorso Produzione elettricità Arresto 1986 Disattivazione 2000 mc 5 TBq (1) 1032 elementi (187 ton) (2) (3)             ENEA Impianto EUREX Saluggia Impianto pilota Ritrattamento Arresto 1983 Gestione rifiuti 1600 mc 7150 TBq 53 elementi (2 ton)   Impianto ITREC Trisaia Impianto pilota Ciclo U-Th Arresto 1978 Gestione rifiuti 2700 mc 1160 TBq 64 elementi U-Th (1,7 ton) Impianto Plutonio Casaccia Impianto pilota Fabbr. Combust. Pu Arrestato Gestione rifiuti 60 mc (alfa) Circa 4 kg Pu in varie   pezzature Impianto OPEC 1 Casaccia Celle calde per esami Post irraggiamento Arrestato Deposito mater. nucl.     Circa 100 kg (spezzoni Combust. Nucleare) Reattore TRIGA Casaccia Reattore di ricerca   In esercizio     147 elementi Reattore TAPIRO Casaccia Reattore di ricerca   In esercizio       Reattore RB-3 Montecuccolino Reattore di ricerca In disattivazione    
ENEA NUCLECO Impianti tratt.e depos. Rif. Radioatt. Casaccia Deposito e trattam. Rifiuti Bassa attività In esercizio 6300 mc 700 TBq nessuno
FIAT AVIO Deposito comb.irragg. Avogrado  Saluggia Deposito comb. Irragg. Dell’ENEL In esercizio 25 mc 4,8 TBq 371 elementi (81,5 ton) (3) FN Impianto fabbr. Comb. Nucl.   Boscomarengo Impianto fabbr. Comb. per reattori LWR Arresto, in disattivazione 250 mc 0,7 TBq nessuno      
CCR ISPRA Reattore Ispra 1 Reattore di ricerca Arresto in disattivaz      Circa 3000 mc   alcune decine di elementi Reattore ESSOR   Reattore di ricerca   Arresto, in attesa di disattivazione. Deposito E 39.2 Depos. mat. Radioatt. In esercizio Laboratorio PERLA Misure di U-Pu In esercizio Deposito rifiuti Depos. Rif. Radioatt. In ristrutturazione Laboratorio ETHEL Ricerca su handling Trizio In regime di prove nucleari        
ALTRI REATTORI DI RICERCA Reattore L54M CESNEF Milano Ricerca Universitaria   Cambio di destinazione        Poche decine di mc          Alcune decine di  elementi Sottocritico SM-1 Legnaro Padova Ricerca Universitaria   In esercizio   Reattore LENA Università di Pavia Ricerca Universitaria   In esercizio   Reattore AGN Università di Palermo Ricerca Universitaria   In esercizio (prossima disattivazione) Reattore Galilei CISAM Pisa Ricerca militare In disattivazione  
OPERATORI PRIVATI  DI DEPOSITI DI RIFIUTI A BASSA ATTIVITA’ Dep. Compoverde MI Raccolta di rifiuti a bassa attività e/o di sorgenti radioattive dismesse (da impieghi medici e/o industriali)        In esercizio      8300 mc,
 11 TBq            nessuno Dep. Cemerad TA Dep. Controlsonic AL Dep. Protex FO Dep. Sicurad PA Dep. Sorin VC Dep. Gammatom CO Dep. Crad UD (1) Materiali già classificati “rifiuti radioattivi” (volumi lordi al 31.12.1998). Il materiale attivato o contaminato ancora montato sull’impianto, non considerato rifiuti radioattivo, quindi non è compreso nell’inventario dei rifiuti.
(2) Va inoltre considerata la quota ENEL di combustibile irraggiato Superfénix, pari a 121 elementi (298 ton)
(3) Peso riferito a “Heavy Metal”
[4]   per conoscere la situazione in Italia dei rifiuti radioattivi (organi competenti, problemi e soluzioni)

il rischio attentati terroristici legati ai depositi di scorie radioattive


l’ “Inventario Nazionale dei Rifiuti Radioattivi – ENEA 2000”
        fonti:
 http://www.ansa.it/ambiente/notizie/notiziari/rifiuti/20031113175832754415.html  [1]
 http://italy.indymedia.org/news/2003/11/429883.php  [2]
(riporta l’articolo “Un palazzo di sessanta piani di paure atomiche – La mappa dei 53 mila metri cubi di scorie nucleari custoditi in Italia” di Flavia Amabile (La Stampa del 24/11/2003) http://lanazione.quotidiano.net/art/1999/11/23/347535 [3]   
 Ministero dell’Industria, del Commercio e dell’Artigianato [4]

http://www.zonanucleare.com/questione_scorie_italia/mappa_attuali_depositi/A_rapporto_installazioni_attuali.htm


La situazione in Italia dei rifiuti radioattivi                                       A)Organismi interessati
 

Autorità

Le principali Autorità cui per legge è demandato il compito di autorizzare e/o controllare gli Operatori (o Esercenti) Nazionali nel campo dei rifiuti radioattivi sono le seguenti:
• Ministero dell’Industria
• Ministeri dell’Ambiente, dell’Interno, del Lavoro, della Sanità, Regione interessata
• ANPA (Agenzia Nazionale per la Protezione dell’Ambiente)
• Commissione Tecnica per la Sicurezza Nucleare e Protezione Sanitaria

Ministero dell’Industria
Sulla base delle istanze presentate dagli Operatori, e sulla base delle risultanze dell’istruttoria tecnica effettuata dall’ANPA, sentito il parere della Commissione Tecnica, rilascia l’autorizzazione all’esercizio degli impianti e installazioni nucleari.
L’autorizzazione è rilasciata previo parere favorevole dei Ministeri con i quali è richiesto il “concerto”, nonché della Regione presso la quale è situato l’impianto.
Può emettere particolari e specifiche prescrizioni nei confronti degli esercenti.
Definisce le linee strategiche per la gestione degli esiti del nucleare pregresso.

Ministeri dell’Ambiente, dell’Interno, del Lavoro, della Sanità, Regione interessata
Esaminano le istanze degli esercenti, forniscono osservazioni o commenti in merito, esprimono il loro parere al Ministero dell’Industria.
Effettuano controlli in settori specifici di loro rispettiva pertinenza.

ANPA (Agenzia Nazionale per la Protezione dell’Ambiente)
Effettua l’istruttoria tecnica delle istanze presentate dagli Esercenti, con particolare riferimento agli aspetti di radioprotezione dei lavoratori, della popolazione e dell’ambiente. Acquisito e interiorizzato il parere della Commissione Tecnica, presenta le sue conclusioni al Ministero dell’Industria in vista del rilascio dell’autorizzazione.
Effettua attività di ispezione e controllo, con funzioni di polizia giudiziaria, sulle installazioni e impianti nucleari, per verificarne il rispetto delle prescrizioni di sicurezza.

Commissione Tecnica per la Sicurezza Nucleare e Protezione Sanitaria
E’ costituita da esperti nominati dai Ministeri dell’Industria, dell’Interno, dei Lavori Pubblici, del Lavoro, della Sanità, dell’Ambiente, dall’ENEA e dall’ANPA (due per ogni Amministrazione).
Esprime parere tecnico in merito alle istanze di autorizzazione presentate dagli operatori.
 

Operatori Nazionali

I principali operatori nazionali nel campo della gestione dei rifiuti radioattivi sono qui di seguito elencati.
• SOGIN SpA
• ENEA
• NUCLECO
• CENTRO COMUNE DI RICERCA (ISPRA)
• FN – Fabbricazioni Nucleari
• FIAT Avio
• Altri Operatori

SOGIN SpA
Il DLg 79 del 16 Marzo 1999 ha disposto la trasformazione dell’ENEL in una Holding formata da diverse società indipendenti, tra cui la SOGIN, che ha ereditato tutte le attività nucleari dell’ENEL, e le cui azioni sono state totalmente assegnate al Ministero del Tesoro.
La SOGIN ha come finalità la gestione delle attività di “post-operation” delle quattro centrali nucleari italiane da tempo spente (Garigliano, Latina, Trino e Caorso), la gestione della disattivazione delle centrali stesse, la chiusura del ciclo del combustibile, e il rilascio senza vincoli di natura radiologica e/o il riutilizzo dei siti sede delle centrali dismesse.
Considerando i rifiuti radioattivi prodotti dalla disattivazione, il combustibile nucleare detenuto, i rifiuti che dovranno rientrare dall’Inghilterra, e i rifiuti che saranno prodotti dallo smantellamento delle centrali, la SOGIN è da considerare come il principale operatore nazionale nel settore specifico.

ENEA
L’ENEA ha sviluppato in passato numerose attività di ricerca nel campo del ciclo del combustibile nucleare, più specificamente negli impianti EUREX (Piemonte, Saluggia), ITREC (Basilicata, Trisaia), PLUTONIO e OPEC (Lazio, Casaccia).
Tali impianti, attualmente fermi, hanno accumulato notevoli quantità di rifiuti radioattivi nel corso della passata gestione; a questi rifiuti si aggiungeranno quelli che saranno prodotti a seguito della disattivazione dei suddetti impianti.

NUCLECO
La NUCLECO, Società partecipata da ENEA al 40% e AMBIENTE SpA (Gruppo ENI) al 60%, fornisce servizi di raccolta e trattamento dei rifiuti prodotti presso il centro ENEA della Casaccia, ove sono situate le sue installazioni e le strutture di deposito, nonché di rifiuti a bassa attività e di sorgenti radioattive in disuso, provenienti essenzialmente da usi medico ospedalieri.

CENTRO COMUNE DI RICERCA (ISPRA)
Il Centro di Ispra, della Commissione Europea, ha svolto in passato una importante e considerevole attività in campo nucleare, della quale resta oggi una notevole eredità da gestire in termini di rifiuti radioattivi, sia già accumulati, sia derivanti dalla disattivazione delle installazioni nucleari ormai da tempo non più operanti.
La gestione dei rifiuti radioattivi dovrà essere effettuata secondo la normativa di sicurezza nucleare italiana, con l’autorizzazione e sotto la sorveglianza delle Autorità italiane allo scopo preposte.

FN – Fabbricazioni Nucleari
Questa Società, attualmente in massima parte dell’ENEA, ha operato in passato con la sua struttura industriale per la fabbricazione del combustibile nucleare, sia per le necessità interne, sia per l’esportazione.
Attualmente è in fase di disattivazione, e pertanto anche in questo caso ai rifiuti radioattivi già accumulati si aggiungeranno quelli prodotti dalla disattivazione stessa.

FIAT Avio
Nell’area di Saluggia è presente un deposito provvisorio di combustibile nucleare irraggiato situato nella piscina di stoccaggio del vecchio reattore di ricerca AVOGADRO, di proprietà della FIAT, e da tempo in disuso.

Altri Operatori
In aggiunta ai principali operatori del settore (SOGIN, ENEA, NUCLECO, CCR Ispra, FN, FIAT), sono presenti sul territorio nazionale numerosi operatori minori, costituiti essenzialmente da Organismi Universitari in cui sono tuttora in funzione reattori di ricerca (Pavia, Palermo), e da Società private che provvedono alla raccolta e allo stoccaggio provvisorio di rifiuti radioattivi a bassa attività provenienti da attività di ricerca, di tipo diagnostico-industriale, di tipo medico-ospedaliero (CAMPOVERDE, CEMERAD, CONTROLSONIC, GAMMATOM, PROTEX, SICURAD, SORIN).


                                              B)Problemi e soluzioni   La situazione

• La sospensione delle attività elettronucleari e la chiusura degli impianti esistenti non ha annullato il problema della gestione dei rifiuti radioattivi.
• Rimane irrisolto il problema della gestione e smaltimento dei rifiuti prodotti dalle pregresse attività nucleari e dall’esercizio degli impianti (incluso il combustibile irraggiato).
• Le stesse attività di custodia in sicurezza delle dismesse centrali nucleari e degli impianti sperimentali ENEA determinano una ulteriore non trascurabile produzione di rifiuti.
• Nei prossimi anni, é previsto il rientro in Italia dall’Inghilterra di rifiuti condizionati derivanti dal riprocessamento di parte del combustibile irraggiato delle centrali ENEL (ora SOGIN), nonché del combustibile irraggiato “Superphénix” di pertinenza ENEL (ora SOGIN).
• Prosegue la produzione di rifiuti di origine non energetica (principalmente da impieghi medico-ospedalieri e da attività di ricerca).
• La disattivazione degli impianti nucleari produrrà una ulteriore notevole quantità di rifiuti da gestire e smaltire.
• Non esiste né un deposito centralizzato per la raccolta dei rifiuti, né un sito di smaltimento definitivo per i rifiuti a bassa attività.
• I rifiuti sono accumulati in gran parte allo stato originale presso i rispettivi siti di produzione.
    Esigenze prioritarie

• Formulare una “policy” nazionale per la gestione del combustibile irraggiato e dei rifiuti radioattivi (“waste policy act”)
• Definire le procedure per l’individuazione del sito nazionale
• Assicurare finanziamenti adeguati, costanti e certi nel tempo
• Assicurare una gestione unitaria e coordinata, a livello nazionale, di tutti i rifiuti radioattivi (inclusi quelli prodotti dalla disattivazione delle installazioni nucleari)
• Portare tutti i rifiuti radioattivi allo stato di “condizionati”
• Attuare una politica del personale finalizzata al potenziamento e ringiovanimento degli organici sia degli esercenti che dell’Autorità di Controllo
• Attuare una corretta, obiettiva e puntuale informazione del pubblico
Quanto sopra fa parte degli obblighi previsti dalla Convenzione Internazionale sulla Sicurezza della Gestione del Combustibile e dei Rifiuti Radioattivi di cui l’Italia é firmataria. (www.iaea.org)  
Obiettivo di massima priorità

Per la definitiva messa in sicurezza di tutti i rifiuti radioattivi italiani, nonchè per poter garantire l’effettuazione della completa disattivazione di tutti gli impianti nucleari italiani, è indispensabile che venga perseguito l’ individuazione, caratterizzazione e messa in esercizio del Sito Nazionale Centralizzato per:
• lo Smaltimento dei Rifiuti Radioattivi a Bassa e Media Attività (Seconda Categoria)
• il Deposito a Lungo Termine del Combustibile Nucleare e dei Rifiuti Radioattivi ad Alta Attività (Terza Categoria)

 
Iniziative per il sito nazionale

• Indirizzi strategici dell’ANPA
• Risoluzione in ambito Dipartimento Protezione Civile
• Documento conclusivo della Commissione Parlamentare di Inchiesta sul Ciclo dei Rifiuti
• Accordo tra Governo e Regioni
• Indirizzi Strategici del Ministero dell’Industria
• Il Gruppo di Lavoro della Conferenza Stato-Regioni
• La Task Force dell’ENEA

ANPA
• Conferenza luglio 1995 – obiettivi prioritari
“selezionare, qualificare e rendere operativo un sito nazionale per lo smaltimento dei rifiuti di Seconda Categoria condizionati”
• Conferenza novembre 1997 – obiettivi prioritari
“individuare, caratterizzare e rendere operativo un sito nazionale per lo smaltimento dei rifiuti di Seconda Categoria e per il deposito a medio termine del combustibile irraggiato e dei rifiuti ad alta attività”

Dipartimento Protezione Civile
(in base alla Risoluzione del GdL “Destinazione Rifiuti Radioattivi” – febbraio 1999)
• Individuazione e qualificazione di un sito idoneo ad ospitare il deposito
• Struttura ingegneristica superficiale, con soluzioni tecniche che tengano conto delle condizioni geologiche e geomorfologiche del sito, tipologia appropriata per lo smaltimento definitivo dei rifiuti di II Categoria
• Localizzazione, nello stesso sito di ubicazione del deposito definitivo, dell’infrastruttura ingegneristica per l’interim storage del combustibile irraggiato e dei rifiuti di III Categoria condizionati

Commissione parlamentare di inchiesta sul ciclo dei rifiuti (“Commissione Scalia”)
(maggio 1999)

• La creazione di un idoneo centro di deposito definitivo è la condizione indispensabile per avviare le attività di denuclearizzazione dei siti esistenti, e, inoltre, per ridurre i rischi associati all’attuale sistemazione dei rifiuti, rischi che nel tempo sono destinati ad aumentare con l’invecchiamento progressivo delle strutture attuali
• Per i rifiuti di Seconda Categoria…..il deposito definitivo in speciali strutture superficiali…..localizzate in sito con caratteristiche naturali e antropiche adeguate…..

Accordo tra Governo, Regioni e province autonome per la gestione in sicurezza dei rifiuti radioattivi italiani (novembre 1999)
• E’ unanimemente riconosciuto che, nell’ambito dell’azione correttiva volta a dare copertura al deficit segnato dal nostro Paese sul fronte della gestione in sicurezza dei rifiuti radioattivi e della disattivazione degli impianti nucleari, assume un ruolo determinante l’allestimento di un Deposito Nazionale per i rifiuti radioattivi e per il combustibile irraggiato

Ministero dell’Industria: Indirizzi strategici per la gestione degli esiti del nucleare (dicembre 1999)
Le azioni da intraprendere con priorità riguardano:
• Per i rifiuti di Seconda Categoria:
o La predisposizione di un deposito definitivo di tipo superficiale e quindi il reperimento di un sito adeguato per la sua localizzazione;
• Per i rifiuti di Terza Categoria (includendo in essi anche i combustibili nucleari irraggiati non inviati all’estero per il ritrattamento):
o la predisposizione di una adeguata struttura ingegneristica per il loro immagazzinamento temporaneo (dell’ordine di alcune decine di anni), localizzata nello stesso sito di deposito definitivo dei rifiuti di Seconda Categoria

Il Gruppo di Lavoro della Conferenza Stato-Regioni
L’Accordo Governo – Regioni – Province Autonome prevede la costituzione di un Gruppo di Lavoro costituito da 7 esperti (*) con il compito di predisporre per la Conferenza Stato-Regioni un documento contenente:
• Stato dell’arte in ordine allo smaltimento rifiuti di Seconda Categoria
• Proposte inerenti:
   – Iniziative per informazione e coinvolgimento popolazioni ed Enti Locali;
   – Procedure per la scelta del sito di smaltimento rifiuti di II° Categoria;
   – Soluzioni e strumenti per un armonico inserimento del deposito nel contesto territoriale circostante.
Il Gruppo ha iniziato i lavori alla fine del 1999. La conclusione è prevista entro il mese di marzo 2001.
(*): prof. Cumo, ing. Petrangeli, prof. Tabet, dott. Bartolomei, dott. Cenerini, prof. Del Tin, dott. Tacconi.

La Task Force dell’ENEA
Dal 1996 l’ENEA ha costituito una TASK FORCE PER IL SITO NAZIONALE DI DEPOSITO DEI RIFIUTI RADIOATTIVI, incaricata di intraprendere le azioni di natura progettuale e sitologica dirette alla individuazione e qualificazione di un sito idoneo ad ospitare il deposito, incluso quello per l’immagazzinamento di lungo periodo dei rifiuti ad alta attività, ed alla progettazione del sistema.
    Lo scenario in mancanza del sito

Se non dovesse venir realizzato il sito nazionale centralizzato, tutti gli operatori nazionali che detengono rifiuti radioattivi diventerebbero direttamente responsabili della loro intera gestione a lungo termine.

In tale situazione:
• Dovrebbero provvedere immediatamente al trattamento e condizionamento di tutti i loro rifiuti, utilizzando tecniche e/o dispositivi che ne garantiscano la conservazione in sicurezza a lungo termine (esempio: contenitori ad alta integrità).
• Dovrebbero provvedere immediatamente a realizzare ex novo in ciascuno dei loro siti una adeguata struttura ingegneristica per lo stoccaggio a lungo termine (“long term interim storage”)
• Tale struttura dovrebbe accogliere anche i rifiuti di ritorno dall’estero di rispettiva pertinenza (esempio: Latina, Garigliano e Trino dovrebbero accogliere i rifiuti radioattivi condizionati di rispettiva pertinenza).

Le conseguenze di una tale situazione sarebbero:
• Più di 20 siti di deposito a tempo indefinito sparsi in 11 regioni
• Tra questi, almeno 11 con inventario radiologico altamente significativo

• Non sarebbe più attuabile la strategia di disattivazione immediata
• Tutti gli impianti dovrebbero essere posti in custodia sorvegliata
• Gli impianti nucleari diventerebbero depositi di se stessi, e a tale scopo dovrebbero adeguatamente attrezzarsi

• Enorme impegno di risorse necessarie a mantenere entro limiti accettabili il rischio radiologico a breve, medio e lungo termine


il rischio attentati terroristici legati ai depositi di scorie radioattive per vedere la mappa degli attuali depositi temporanei di materiale radioattivo in Italia


  fonte: A.N.P.A

 

http://www.zonanucleare.com/questione_scorie_italia/situazione_italia_rifiuti_radioattivi.htm


Il costo per la conservazione e lo smaltimento definitivo del materiale radioattivo (la “messa in sicurezza”)   Il costo per la conservazione delle scorie nucleari è enorme: secondo stime fatte nella seconda metà degli anni Novanta, solo per incapsulare e disporre in condizioni di sicurezza le scorie ad alto livello di radioattività, si dovranno spendere negli Stati uniti oltre 110 miliardi di dollari (al valore del 1996); in Canada, 9,7 miliardi; in Francia e Germania, rispettivamente oltre 7 e 5 miliardi.
La soluzione del problema non è facile, data l’opposizione delle popolazioni allo stoccaggio delle scorie radioattive sul proprio territorio. C’è chi propone un unico sito in cui stoccare tutte le scorie e chi, invece, propone di ripartirle in più siti. C’è anche chi propone di inviare le scorie più pericolose in qualche paese disponibile a tenerle, naturalmente dietro forte compenso. Tale ipotesi viene però respinta da altri, in base alla considerazione che ciò significherebbe esporre a rischio le popolazioni di questi paesi.C’è inoltre da tener conto del fatto che lo “smaltimento” delle scorie radioattive è divenuto un lucroso affare per società senza scrupoli, che si occupano di esportare le scorie nei paesi più poveri senza le necessarie misure di sicurezza o di collocarle in contenitori che vengono gettati sul fondo del mare, con gravi conseguenze ambientali e sanitarie.
Il problema, ancora irrisolto ed economicamente molto oneroso, è dove conservare in condizioni di sicurezza la crescente quantità di scorie radioattive prodotte dagli impianti nucleari, che restano altamente pericolose per secoli e millenni.

Negli Stati uniti, è stato deciso nel febbraio 2002 di concentrare le scorie radioattive in un unico deposito sotterraneo, che sarà costruito sotto il Monte Yucca (Nevada meridionale, 160 km a nord-ovest di Las Vegas). Nei suoi tunnel saranno conservate, in oltre 11000 contenitori, 70000 tonnellate di scorie radioattive (63000 provenienti da centrali elettronucleari e 7000 da impianti nucleari militari).
Il costo e la complessità dell’operazione sono enormi. Solo per gli studi preliminari del terreno e il progetto sono stati spesi circa 7 miliardi di dollari; per la costruzione del deposito, si prevede una spesa di almeno 58 miliardi di dollari.
Si tratta poi di trasferirvi il materiale radioattivo, attualmente conservato in 131 depositi sotterranei distribuiti in 39 stati: per il trasporto occorreranno 4600 treni e autocarri che dovranno attraversare 44 stati.

I critici del progetto, soprattutto rappresentanti dello stato del Nevada e ambientalisti, sostengono che, quando il deposito sarà ultimato (con tutta probabilità dopo il 2010), si sarà accumulata, al ritmo di circa 2300 tonnellate all’anno, una quantità tale di scorie radioattive da richiedere la costruzione di un altro deposito. Sostengono inoltre che, in base a studi scientifici effettuati da commissioni non-governative, sarà impossibile impedire a lungo termine infiltrazioni di acque sotterranee nel deposito.   [1]
  La spesa per costruire [eventualmente] il bunker nucleare di Scanzano Jonico peserà sulla bolletta degli italiani per i prossimi 18 anni: si tratta di circa 100-110 euro per ogni utente, da pagare fino al 2021 attraverso un mini-prelievo sulle tariffe che servirà per finanziare la costruzione del deposito delle scorie ma anche i costi per il decommissioning e della messa in sicurezza delle quattro centrali chiuse nel 1987. In tutto sono pochi centesimi di euro (lo scorso anno [cioè nel 2002] erano 0,06 centesimi per kilowattora, ma la voce viene aggiornata periodicamente) al capitolo “Oneri generali di sistema”.
Tradotto in cifre, significa circa 5-6 euro per ogni utente, che diventano oltre 100 euro al termine del periodo previsto dalla legge.
In realtà, questa sorta di “nuclear tax”, gli italiani la stanno già pagando da due anni e precisamente dal maggio del 2001, quando un decreto del governo Amato ha previsto questo prelievo, quantificando in oltre 3,3 miliardi di euro al 2021 i costi per mettere in sicurezza gli 80 mila metri cubi di scorie frutto dell’attività nucleare: smantellamento delle centrali, combustibile irraggiato, rifiuti da industrie e ospedali. Fra il 2001 e il 2021, dunque alla voce “uscita dal nucleare” andranno oltre 3,3 miliardi di euro. La stima potrebbe però lievitare, per effetto di lavori aggiuntivi in corso d’opera, costringendo l’Autorità dell’Energia -che decide le tariffe elettriche- ad aumentare il prelievo per la messa in sicurezza del nucleare. Secondo le prime stime, il deposito da realizzare nella miniera di sale di Scanzano, dovrebbe costare sui 500 milioni di euro. Ma alcuni esperti paventano un costo fino a 1-2 miliardi per eseguire i lavori, il trasporto di materiali pericolosi ma anche i test e gli studi per valutare l’idoneità del sito. La “nuclear tax” versata attraverso le bollette, viene dalla Cassa Depositi e Prestiti “girata” alla Sogin, – la società ex Enel, oggi detenuta al 100% dal ministero dell’Economia – che deve gestire le operazioni di uscita dal nucleare. Sogin investe questi proventi in buoni del Tesoro, pronta a utilizzarli quanto serve. Secondo fonti del settore, oggi sarebbero già disponibili circa 700 milioni di euro. Fondi che servono anche per il trasporto delle scorie più pericolose in Gran Bretagna, a Sellafield, dove si trova uno dei pochissimi impianti al mondo in grado di eseguire le delicatissime operazioni di trattamento del combustibile irraggiato. In aprile ha preso il via una maxi-operazione di trasferimento che durerà più di un anno e costa, per il solo trasporto Oltremanica, 15 milioni di euro cui si aggiunge quello del riprocessamento del materiale radioattivo. In realtà, il “conto” per l’addio al nucleare sulle tasche degli italiani è già pesato per una cifra colossale, più del doppio dei 3,3 miliardi previsti nel 2001 che verranno pagati fino al 2021. Dal 1989, infatti, sempre sulle bollette elettriche, sono stati prelevati oltre 7,6 milioni di euro (in cifre rivalutate al 2003 si tratta di circa 9 miliardi e 523 milioni di euro) come rimborso all’ Enel ma anche ad altre società fra cui l’Ansaldo, per il danno subito con la decisione di abbandonare il nucleare dopo il referendum del 1987. Si tratta dei cosiddetti “oneri nucleari” per compensare gli investimenti fatti, le infrastrutture, le commesse, il costo del combustibile, le turbine, inutilizzati dopo la “defenestrazione” dell’atomo. Come dire che la breve stagione del nucleare made in Italy e’ costata al paese -oltre a roventi e infinite polemiche- la cifra colossale di 11 miliardi di euro, poco meno della Finanziaria 2004.    [2]     fonte:
http://www.zanichelli.it/scuola/geografia/dinucci/dic03a.htm   [1]
http://it.news.yahoo.com/031116/201/2j44c.html   [2]  

http://www.zonanucleare.com/dossier_mondo/costo_conservazione_smaltimento_rifiuti_radioattivi.htm


Lo smaltimento dei rifiuti a bassa radioattività (o a vita breve)
 
Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi Depositi in fase di selezione del sito Depositi con sito selezionato Depositi in fase di progetto o di licensing Depositi in costruzione Depositi in esercizio Depositi in fase di chiusura Depositi chiusi

 
Lo smaltimento dei rifiuti ad alta attività (o a vita lunga)
A. Lo smaltimento dei rifiuti a bassa radioattività (o a vita breve)

Quando i rifiuti condizionati vengono depositati in un sistema di smaltimento definitivo, il loro isolamento dalla biosfera deve essere assicurato per tutto il periodo in cui dura la loro pericolosità. Tale isolamento viene realizzato tramite barriere di contenimento poste in serie, la cui funzione è di impedire la diffusione degli isotopi radioattivi verso l’esterno del deposito. La prima di queste barriere è costituita dallo stesso manufatto di condizionamento; barriere addizionali dovranno essere fornite dal deposito stesso, e saranno di tipo artificiale o naturale, o una combinazione delle due.
La sicurezza del deposito sia nel breve che nel lungo periodo si basa quindi sull’affidabilità di queste barriere addizionali, la cui natura dipende dalla severità del contenimento richiesto e da quanto a lungo dovrà essere garantito.
Nel caso di rifiuti a bassa attività, che costituiscono circa il 95% dell’intera produzione, l’isolamento deve essere garantito al massimo per qualche secolo (trecento anni è il tempo che determina un abbattimento dei livelli di radiazione di circa mille volte dei radionuclidi a vita più lunga come il Cs-137 o lo Sr-90). Questo è un periodo durante il quale è certamente possibile assicurare la conservazione e la durata di barriere artificiali adeguatamente progettate e messe in opera. Infatti, lo smaltimento dei rifiuti a bassa attività è già praticato industrialmente mediante la collocazione dei manufatti in strutture ingegneristiche di vario tipo, nella maggior parte dei casi realizzate in superficie, (trincee, silos, tumuli) costruite in calcestruzzo e con criteri che ne assicurano la conservazione in tutte le condizioni prevedibili. Le unità di deposito, una volta riempite con i rifiuti condizionati e sigillate con opportuni accorgimenti, diventano nei sistemi più avanzati dei blocchi di calcestruzzo di grande stabilità meccanica e chimica. In tal modo tra il rifiuto radioattivo e l’ambiente esterno sono interposte almeno tre barriere di protezione altamente affidabili, la cui conservazione per qualche secolo non pone problemi di sorta. La sicurezza radiologica, e cioè l’efficienza delle barriere e dell’isolamento, è continuamente controllata da sistemi e reti di monitoraggio ambientali, estesi al deposito ed alle aree circostanti, e attivi per tutto il periodo di controllo istituzionale, al termine del quale il sito viene rilasciato senza restrizioni. Oltre a ciò, i siti per la localizzazione di questi depositi vengono scelti sulla base di indagini geografiche che tengono conto di parametri generali e locali di idoneità, con l’obiettivo di conferire al sito stesso una difesa supplementare e di non favorire comunque la dispersione dei radionuclidi nell’ambiente anche dopo la fine del periodo di controllo istituzionale.
Esistono casi in cui il sito ha caratteristiche tali da non richiedere barriere artificiali di contenimento particolarmente severe, com’è il caso dei siti desertici, caratterizzati da una quasi completa assenza di precipitazioni e di falde significative.

Centri di deposito definitivo per rifiuti a bassa attività sono in funzione o in progetto in tutti i paesi che detengono rifiuti radioattivi di questo tipo. I più moderni e avanzati si trovano in Francia, Spagna, Svezia, Giappone, Regno Unito, USA. Importanti progetti sono in stato di avanzato sviluppo in Germania, Svizzera, ed in alcuni paesi dell’Est europeo.
Il primo deposito per rifiuti radioattivi fu realizzato nel 1944 ad Oak Ridge nel Tennessee. Si trattava di una trincea semplice riempita con rifiuti solidi non condizionati. Attualmente lo smaltimento viene effettuato in depositi superficiali realizzati con barriere artificiali più o meno complesse, o in cavità sotterranee. Oltre 100 depositi sono stati o sono operativi nei Paesi membri della IAEA e circa 50 sono in fase di progetto più o meno avanzato.
La tendenza generale, nei depositi attualmente in progetto o costruzione in paesi con climi non estremi, è quella di realizzare sistemi di contenimento della radioattività utilizzando le seguenti barriere :
– la matrice di condizionamento;
– l’eventuale materiale di riempimento (backfilling);
– le strutture in calcestruzzo delle unità di deposito;
– sistemi di raccolta e drenaggio delle acque;
– le difese naturali del sito.

La maggior parte dei depositi realizzati nel mondo sono del tipo superficiale (near surface), caratterizzati da strutture di isolamento semplici o assenti del tutto o con strutture ingegneristiche di contenimento, come quelli francesi, spagnolo, giapponese, inglese.
Depositi non superficiali per rifiuti a bassa attività sono realizzati o previsti in cavità artificiali (depositi scandinavi) o in miniere esistenti (soluzione proposta in Germania). In alcuni paesi vengono presi in considerazione depositi geologici anche per i rifiuti a bassa attività, nel senso che per essi viene proposto il deposito insieme con quelli ad alta attività.
Una statistica approssimata della tipologia di depositi (inclusi quelli in progetto o in
studio) è la seguente:
-il 20 % sono depositi superficiali con barriere semplici;
-il 70 % sono depositi con barriere multiple realizzati in superficie;
-il 7 % sono depositi in cavità sotterranee;
-il 3 % sono depositi in formazioni geologiche profonde.
depositi superficiali con barriere semplificate sono costituiti da trincee generalmente scavate in formazioni sabbiose o argillose e localizzate in zone aride, ricoperte dopo la messa a dimora dei rifiuti da uno strato di materiale naturale e attrezzate di drenaggi semplificati (talora assenti nelle località desertiche). Esempi sono costituiti dai depositi di Vaalputs (Sud Africa), di Hanford, Nevada e Barnwell (USA).
I depositi superficiali con barriere ingegneristiche multiple costituiscono le realizzazioni più recenti ed avanzate.
Esempi sono costituiti dai centri di La Manche e Aube (Francia), di El Cabril (Spagna), di Rokkasho (Giappone). Il deposito britannico di Drigg, inizialmente avviato con trincee scavate non rivestite, è stato riadattato e prevede attualmente l’impiego di celle di deposito parzialmente interrate e rivestite in calcestruzzo, destinate ad essere sigillate con una copertura artificiale dopo il riempimento.
I depositi francesi e spagnolo sono costituiti da celle in calcestruzzo fuori terra nelle quali i rifiuti condizionati vengono messi a dimora e successivamente protetti con barriere (backfilling) costituite da malta cementizia. e copertura in calcestruzzo.
In Giappone (sito di Rokkasho-mura) sono state realizzate celle in cemento concettualmente simili a quelle dei depositi francese e spagnolo, la cui principale caratteristica è la loro localizzazione in un sito umido e acquitrinoso, che ha richiesto una particolare e sofisticata difesa idrogeologica.
Nei Paesi dell’Ex Unione Sovietica ed in altri dell’Est europeo, i depositi a bassa e media attività, sono stati costruiti negli anni ’60 e’70. I depositi sono stati realizzati con pareti in cemento armato a doppio strato ed interposizione di bitume.

I casi più noti di depositi in cavità sotterranee sono costituiti dai depositi scandinavi, resi possibili ed anche preferibili a quelli superficiali dalla particolare geologia dell’intera area scandinava, giacente su formazioni affioranti di granito dotate di grande potenza e stabilità.
In Svezia il deposito di Forsmark per rifiuti a bassa e media attività costituisce la realizzazione più spettacolare del suo genere, essendo costituito da gallerie scavate alla profondità di 60 sotto il livello del mar Baltico, a circa un chilometro dalla costa, ed accessibili direttamente dalla terra ferma. In Finlandia è stato realizzato il deposito di Olkiluoto con un concetto simile a quello svedese.

Un esempio di deposito in miniera è costituito dal progetto in corso da anni in Germania, che prevede di utilizzare la dimessa miniera di ferro di Konrad, nella Bassa Sassonia, caratterizzata da condizioni eccezionalmente anidre e da grande stabilità geologica e meccanica. Il progetto incontra peraltro gravi difficoltà di tipo autorizzativo.

Per rifiuti a vita breve, i depositi in formazioni geologiche profonde sono estremamente rari, e presi in considerazione, come sopra richiamato, in quei paesi in cui è comunque prevista la realizzazione di un deposito geologico per i rifiuti ad alta attività, per le cospicue quantità detenute o previste di tale tipo di rifiuti (depositi tedesco e britannico, tuttora allo stadio di individuazione del sito). Un caso particolare è costituito dal deposito geologico in una miniera di sale di Morsleben (Germania), ereditato dalla ex Germania Orientale e chiuso nel 1998, concepito inizialmente per rifiuti a bassa e media attività.
In Germania viene anche preso in considerazione attualmente lo smaltimento dei rifiuti a bassa attività nel futuro deposito geologico previsto per quelli ad alta attività.
Fino al 1998 (quando cambiò governo) il sito considerato era quello del domo salino di Gorleben, in una formazione profonda delle Bassa Sassonia, studiato da diversi anni. Il nuovo governo ha rimesso in discussione il sito di Gorleben, peraltro dotato di ottime caratteristiche, così come intende fare per quello di Konrad.
    fonte:   E.N.E.A.

 

http://www.zonanucleare.com/dossier_mondo/depositi_smaltimento_rifiuti_nucleari/A_smaltimento_bassa_radioattivita.htm


C. Lo smaltimento dei rifiuti ad alta attività (o a vita lunga)
Per i rifiuti ad alta attività, che mantengono livelli elevati di radiazione incompatibili con l’ambiente per migliaia o decine di migliaia di anni, bisognerà garantire il confinamento. per periodi di questa lunghezza. Ne consegue che non è possibile, per l’isolamento dei rifiuti ad alta attività, fare affidamento su barriere costruite dall’uomo, in quanto non se ne potrebbe garantire la efficienza per periodi così lunghi. I rifiuti ad alta attività vengono normalmente condizionati in matrici solide di grande durabilità, come quelle vetrose, almeno nei casi in cui tali rifiuti hanno un calore residuo importante. Si prevede di depositare tali manufatti in formazioni geologiche profonde (centinaia o migliaia di metri), che possono assicurare l’isolamento dei radionuclidi dalla biosfera per periodi di tipo geologico, dell’ordine quindi anche di milioni di anni, quali sono ad esempio le formazioni saline e quelle argillose.
I depositi in profondità sono ancora nella fase di studio o di realizzazione pilota nei casi più avanzati. Laboratori sperimentali sotterranei sono in costruzione o inesercizio in Francia, Germania, Svezia. Il primo deposito commerciale potrebbe essere operativo, secondo le attuali previsioni, verso il 2030.
In USA è in esercizio dal Maggio 1999 il WIPP (Waste Isolation Pilot Plant), un impianto pilota per lo smaltimento dei rifiuti a vita lunga plutoniferi prodotti nei centri del governo federale (i cosiddetti defense wastes). Il WIPP è praticamente il primo ed unico deposito di smaltimento geologico al mondo, anche se le sue finalità sono particolari e comunque non è destinato ai rifiuti radioattivi ad alta attività di tipo classico e di provenienza commerciale (rifiuti vetrificati o combustibile irraggiato).
In attesa di disporre di un sito di smaltimento geologico, i rifiuti radioattivi a vita lunga condizionati vengono conservati in sistemi impiantistici adatti allo stoccaggio per periodi dell’ordine di qualche decennio ed oltre.

Il concetto stesso di deposito geologico è tuttavia al centro negli ultimi anni di profonde discussioni sia di natura tecnico-operativa che sociale, per i problemi di accettabilità che un sito profondo solleva.
Le discussioni tecniche vertono principalmente su due aspetti:
– la recuperabilità dei rifiuti in un periodo transitorio definito (ad esempio qualche
secolo);
– le barriere artificiali da concepire e mettere in opera per gestire il periodo
transitorio.


per una panoramica sulla situazione in Europa dei rifiuti radioattivi


per alcune rapide considerazioni di importanti studiosi sul sito di Scanzano Ionico,  sul WIPP (New Mexico, USA) e sullo Yucca Mountain (Nevada, USA)

per approfondire il problema delle scorie radioattive in Russia


per approfondire il problema delle scorie radioattive in USA


E’ inevitabile che le recenti problematiche sollevate sullo smaltimento geologico, tutte derivanti non da obiettive difficoltà tecniche ma da problemi di consenso pubblico, sono destinate a rendere sempre più laboriosa e complessa la soluzione del problema. E’ per questo che comincia a farsi strada il ricorso ad una soluzione basata su l’impiego di strutture artificiali di tipo impiantistico per l’immagazzinamento di lungo periodo dei rifiuti ad alta attività, in attesa che maturino condizioni più praticabili per lo smaltimento geologico, ed eventualmente anche tecnologie innovative (come la trasmutazione, che potrebbe eliminare dall’inventario dei rifiuti radioattivi quelli a vita lunghissima).
Va altresì segnalato che acquista sempre più credibilità, almeno a livello scientifico e radioprotezionistico, il ricorso ad un deposito geologico internazionale, destinato cioè ad accogliere i rifiuti a vita lunga di diversi paesi, se non di tutti, e localizzato in una delle aree più remote del pianeta, in condizioni quindi di massima sicurezza e minimo impatto ambientale. La praticabilità sociale e politica di una simile soluzione costituisce, nella presente fase storica, il problema più importante. E’ attivo in questo senso il progetto PANGEA, finanziato da enti internazionali, che ha individuato e proposto inizialmente un sito in un area remota dell’Australia. Il progetto è stato anche ufficialmente presentato al governo australiano con reazioni negative ma non scandalizzate. Pangea sta ora valutando siti alternative in Sud America e Asia.
Se è indubbiamente difficile nell’attuale contesto perseguire l’idea di un deposito geologico internazionale, è altresì convinzione di molti (soprattutto a livello IAEA) che tale soluzione, che è certamente la più sicura in un ottica planetaria, è destinata a fare strada in futuro.



 

http://www.zonanucleare.com/dossier_mondo/depositi_smaltimento_rifiuti_nucleari/C_smaltimento_alta_radioattivita.htm


B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito
1. Depositi in fase di selezione del sito
  Paese Tipologia del deposito Australia DESI Belgio DESI Brasile DESI Bulgaria DESI Canada (historic LLW) ND Cina      \\   (Est)      \\   (Sudovest) ND Croazia ND Cuba DEC Ecuador DESI Ungheria ND Indonesia DESI Repubblica di Corea ND Pakistan ND Slovenia ND Turchia DESI Gran Bretagna DEG Stati Uniti         \\         (Connecticut)         \\         (Illinois) DESI       \\         (Massachusetts)         \\         (Ohio) DESI       \\         (Michigan) DESI       \\         (New Jersey)         \\         (New York State) DESI       \\         (Pensylvania) DESI    
B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito

2. Depositi con sito selezionato
  Paese   Tipologia del deposito Cina Guangdong Daya Bay DESI Cipro Ari Farm DESS Egitto Inshas DESI Messico Laguna Verde DESI Perù RASCO DESI Romania Cernavoda DESI Svizzera Wellenberg DEC/ DEG
 
B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito  

3. Depositi in fase di progetto o di licensing
  Paese   Tipologia del deposito Canada Chalk River DESI Germania Konrad DEG Norvegia Himdalen DEC Repubblica slovacca Mohovce DESI Stati Uniti Ward Valley, California DESI   Boyd County, Nebraska DESI   Wake County, North Carolina DESI   Fackin Ranch, Texas DESI    
B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito  

4. Depositi in costruzione

  Paese   Tipologia del deposito Cina Gobi, Gansa DESI Finlandia Loviisa DEC
   
B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito  


5. Depositi in esercizio
  Paese   Tipologia del deposito Argentina Ezeiza (1970-) DESI Azerbaijan Baku (1960s-) DESI Australia Mt Walton East (1992-) DESI Belarus Ekores, Minsk reg (1964-) DESI Brasile Abadia de Goias (1996-) DESI Repubblica Ceca Richard II (1964-) DEC Bratrstvi (1974-) DEC Dukovany (1994- ) DESI Finlandia Olkiluoto (1992-) DEC Francia Centre de l’Aube (1992-) DESI Germania Morsleben (1981-) DEG Georgia Tabilisi (1960s-) DESI Ungheria RHFT Puspokszilagy (1976-) DESI India Trombay (1954-) DESS/DESI Tarapur (1968-) DESI Rajasthan (1972-) DESI Kalpakkam (1974-) DESI Narora (1991-) DESI   Kakrapar (1993-) DESI Iran Kavir Ghom-desert (1984-) DESS Israele Negev Desert DESS Giappone Rokkasho (1992-) DESI Kazakistan Almaty DESI   Kurchatov (1996-) DESI   Ulba (1996-) DESI Kyrgyzstan Tschuj (1965-) DESI Lettonia Baldone (1961-) DESI Messico Maquixco (1972- ) DESS Moldovia Kishinev (1960-) DESI Pakistan Kanupp (1971-) DESS   PINSTECH (1969-) DESS Polonia Rozan (1961-) DESI Romania Baita-Bihor (1985-) DEG Russia Sergiev Posad, Moscow reg (1961-) DESI Sosnovyi Bor, LeninDEGad reg DESI Kazan, Tatarstan DESI VolgoDEGad DESI   Nijnyi Novgorod DESI   Irkuts DESI   Samara DESI   Novosibirsk DESI   Rostov DESI   Saratov DESI   Ekaterinburg DESI   Ufa, Bashkortostan DESI   Cheliabinsk DESI   Habarovsk DESI Sud Africa Pelindaba (1969-) DESS   Vaalputs (1986-) DESS Spagna El Cabril (1992-) DESI Svezia SFR (1988-) DEC Gran Bretagna Dounreay (1957-) DESS   Drigg (1959-) DESS/DESI Ucraina Dnepropetrovsk center DESI   L’vov center DESI   Odessa center DESI   Kharkov center DESI   Donetsk center DESI Stati Uniti RWDEC, INEEL (1952-) DESS/DESI SWSA 6, ORNL (1973-) DESS/DESI Disposal Area G, LANL (1957-) DESS Barnwell, South Carolina (1971-) DESS Richland, Washington (1965-) DESS Savanah River Plant site (1953-) DESS Uzbekistan Tashkent (1960s-) DESI Vietnam Dalat (1986-) DESI      
B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito  
 
6. Depositi in fase di chiusura

  Paese   Tipologia del deposito Armenia Erevan DESI Bulgaria Novi Han (1964-1994) DESI Estonia Tammiku (f. Saku) (1964-1996) DESI Francia Centre de la Manche (1969-1994) DESI Germania Asse (1967-1978) DEG Federazione Russa Murmansk DESI DEGoznyi, Chechnya DESI Tajikistan Beshkek DESI Ucraina Kiev center (-1992) DESI    
B. Depositi definitivi per rifiuti radioattivi a bassa attività. Riepilogo generale della situazione nei vari paesi (fonte IAEA, 1998) La situazione generale dei depositi viene riportata nelle tabelle seguenti. Le informazioni sono aggiornate al 1998. E’ possibile pertanto che in alcuni casi siano intervenute variazioni, soprattutto nel caso di depositi per i quali era od è incorso il procedimento di licensing.


Le sigle hanno il seguente significato : DESS: Deposito con Strutture Semplificate DESI: Deposito con Strutture Ingegneristiche complesse DEC : Deposito in Cavità sotterranee o in miniere DEG: Deposito Geologico ND: Non definito  

  7. Depositi chiusi
  Paese   Tipologia del deposito Repubblica Ceca Hostim (1953-1965) DEC Ungheria Solymar (1960-1976) DESI Giappone JAERI, Tokai (1995-1996) DESS Messico La Piedrera (1983-1984) DESI Norvegia Kjeller (1970-1970) DESI Lituania Maishiogala (1970s-1989) DESI Stati Uniti Beatty, Nevada (1962-1992) DESI Maxey Flats, Kentucky (1963-1978) DESS ORNL SWSA 1 (1944-1944) DESS ORNL SWSA 2 (1944- 1946) DESS Shefield, Illinois (1967-1978) DESS West Valley, New York (1963-1975) DESS
     

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