I RIFIUTI RADIOATTIVI DERIVANTI DAL RITRATTAMENTO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE
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1 1 Produzione, gestione e confinamento dei rifiuti radioattivi Piacenza, 6 Dicembre 2005 I RIFIUTI RADIOATTIVI DERIVANTI DAL RITRATTAMENTO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE Ing. IVO TRIPPUTI SOGIN - Responsabile Divisione Disattivazione Impianti del Ciclo del Combustibile
2 Contenuto della presentazione 2 Il ciclo del combustibile nucleare Il ritrattamento del combustibile esaurito La strategia attuale Le quantità di combustibile ed i rifiuti prodotti
3 3 IL CICLO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE
4 Il ciclo del combustibile nucleare 4 Schema concettuale È composto da una serie di processi industriali che permettono l uso di materiali fissili (principalmente l U235) nei reattori fino allo smaltimento definitivo dei rifiuti radioattivi prodotti. Il ciclo del combustibile è definito: APERTO, se il combustibile esaurito viene smaltito come rifiuto; CHIUSO, se i materiali fissili vengono recuperati per essere riutilizzati.
5 Il ciclo del combustibile nucleare 5 Fabbricazione e utilizzazione del combustibile Dopo le operazioni di estrazione del minerale, di trattamento chimico e di arricchimento, viene fabbricato il combustibile nucleare. Generalmente il combustibile è nella forma di biossido di uranio (UO 2 ) che si presenta in forma in forma di pasticche ceramiche (pellets). Le pasticche sono inserite in tubi di metallo (zircalloy, lega di zirconio) che assemblati in fasci costituiscono gli elementi di combustibile. Durante il funzionamento del reattore avviene la reazione di fissione a catena degli atomi di U235, che si spezzano in atomi più piccoli (prodotti di fissione) molti dei quali sono radioattivi con un tempo di decadimento da breve a medio. Impianto di arricchimento di Tricastin (Francia) Elemento di combustibile
6 6 Il ciclo del combustibile nucleare Fabbricazione e utilizzazione del combustibile Altri neutroni colpiscono invece l uranio senza fissionarlo, creando elementi più pesanti dell uranio stesso (attinidi) molti dei quali sono radioattivi con tempi di decadimento molto lunghi (anche centinaia di migliaia di anni). Dopo un certo periodo di funzionamento la quantità di uranio non è più sufficiente a permettere la reazione nucleare e l elemento di combustibile deve essere rimosso dal reattore. Una tonnellata di uranio naturale produce più di 40 milioni di kwh, per produrre le quali servirebbero oltre t di carbone o barili di petrolio.
7 7 Il ciclo del combustibile nucleare Il combustibile fresco Il combustibile fresco (debolmente radioattivo), costituito da una matrice di barrette, viene inserito nel nocciolo del reattore per produrre energia
8 8 Il ciclo del combustibile nucleare Il combustibile esaurito Dopo il suo utilizzo il combustibile esaurito deve essere raffreddato per alcuni anni nella piscina dell impianto. Poi si può procedere al ritrattamento e alla vetrificazione delle scorie.
9 9 Il ciclo del combustibile nucleare Il combustibile esaurito Nel combustibile esauritosi trovano le seguenti componenti: l uranio non utilizzato (al 95% U238 non fissionabile) il plutonio (che si è generato dall U238) i prodotti di fissione gli attinidi minori (americio, nettunio, ecc.) Solo le ultime due componenti possono essere considerati rifiuti, scarti o scorie; le prime due sono, invece, materiale riutilizzabile per ricostruire combustibile nucleare.
10 10 Il RITRATTAMENTO DEL COMBUSTIBILE ESAURITO
11 11 Il ritrattamento del combustibile esaurito Caratteristiche e finalità del processo Il RITRATTAMENTO è il processo fisico-chimico che serve per separare l uranio e il plutonio dalle componenti non riutilizzabili mediante: taglio delle barrette di combustibile in parti lunghe pochi centimetri dissoluzione di queste parti in acido per separare i diversi componenti I materiali prodotti sono: l uranio, che può essere riutilizzato dopo un nuovo arricchimento il plutonio, che può essere riutilizzato dopo miscelazione con uranio arricchito nelle centrali nucleari (combustibile MOX) (1) il 3% in peso (750 kg/anno da una centrale da MWe) è costituito da rifiuti ad alta attività che deve essere solidificato in forma vetrosa (1) Il combustibile MOX è fabbricato in Belgio, Francia, Germania, Regno Unito, Russia e Giappone. Altri impianti sono in costruzione. È impiegato da circa 25 anni. In Europa circa 30 reattori possono impiegare questo tipo di combustibile.
12 12 Il ritrattamento del combustibile esaurito I principali impianti di ritrattamento La Hague (Francia) - COGEMA Sellafield (UK) - BNFL Il ritrattamento avviene in diversi impianti in Europa e in Russia. Gli impianti principali sono quelli di La Hague (F) e Sellafield (GB). Gli impianti in esercizio hanno una capacità complessiva di t/anno. Finora nel mondo sono state ritrattate circa t in circa 40 anni.
13 13 Il ritrattamento del combustibile esaurito Il trasporto del combustibile agli impianti di ritrattamento Attualmente al mondo vi sono t di combustibile esaurito immagazzinato. Ogni anno al mondo vengono prodotti t di combustibile esaurito di cui circa t destinate al ritrattamento. Trasporto di combustibile esaurito via ferrovia
14 14 Il ritrattamento del combustibile esaurito Le operazioni presso l impianto di ritrattamento Arrivo del cask nella piscina dell impianto di ritrattamento Estrazione dal cask del contenitore interno (MEB, multi element bottle)
15 15 Il ritrattamento del combustibile esaurito Le operazioni presso l impianto di ritrattamento Apertura della MEB ed estrazione dell elemento di combustibile
16 16 Il ritrattamento del combustibile esaurito Le operazioni presso l impianto di ritrattamento Posizionamento dell elemento di combustibile in piscina.
17 17 Il ritrattamento del combustibile esaurito Frammentazione, dissoluzione in acido e distillazione Prelievo, segmentazione e dissoluzione in acido degli elementi di combustibile con sistemi remotizzati Distillazione frazionata della soluzione acida derivante dalla dissoluzione del combustibile
18 18 Il ritrattamento del combustibile esaurito Il riciclo delle componenti riutilizzabili L uranio e il plutonio recuperati sono impiegati per la fabbricazione di nuovo combustibile fresco
19 19 Il ritrattamento del combustibile esaurito Il processo di vetrificazione Il processo di vetrificazione serve a inglobare i rifiuti ad alta attività in una colonna di vetro borosilicato (Pyrex), a sua volta contenuta in un cilindro di acciaio inox (flask, 0,4 m dia. x 1,4 m di altezza per un peso di 400 kg) adatto allo stoccaggio, al trasporto e allo smaltimento definitivo. I rifiuti ad alta attività sono generalmente calcinati per produrre una polvere secca che viene miscelata con la polvere di vetro. La miscela è fusa in un crogiolo e colata nel contenitore cilindrico (flask). I rifiuti prodotti dal funzionamento di un anno di una centrale da MWe ammontano a circa 5 t, contenute in 12 contenitori di acciaio di questo tipo.
20 20 Il ritrattamento del combustibile esaurito Il confezionamento dei vetri La bottiglia (flask) contenente la colonna di vetro è chiusa con un tappo in acciaio inserito a pressione e saldato. Le operazioni sono condotte con sistemi remotizzati.
21 21 Il ritrattamento del combustibile esaurito Lo stoccaggio temporaneo dei vetri Dopo il raffreddamento e i controlli radiometrici la bottiglia è trasferita nel deposito temporaneo ad alveare presso l impianto di ritrattamento
22 22 Il ritrattamento del combustibile esaurito Il trasporto dei vetri Cask per il trasporto dei frask contenenti le colonne di vetro. Nel caso esemplificato i flask sono sistemati all interno del cask di trasporto in 4 strati di 7 unità ciascuno.
23 23 Il ritrattamento del combustibile esaurito Il rientro dei rifiuti e l opzione di swapping I contratti di ritrattamento conclusi dopo il 1975 prevedono il rientro nel paese di origine dei rifiuti che si producono nel processo, dopo un numero di anni da concordare. I contratti prevedono quasi sempre la possibilità di scambiare i rifiuti a bassa e media attività che derivano dal ritrattamento con una quantità equivalente (in termini di radioattività) di rifiuti ad alta attività vetrificati. Questo scambio (opzione di swapping ) consente di ridurre i volumi che rientrano con un notevole risparmio anche sui costi di trasporto.
24 24 Il ritrattamento del combustibile esaurito Radioattività ed emissione di calore dei vetri La radioattività dei rifiuti vetrificati decade nel tempo: dopo circa anni si riduce di un fattore 1.000; dopo circa anni si riduce al valore tipico del minerale di uranio originale. I vetri continuano a produrre una quantità significativa di calore, che diminuisce anch essa nel tempo: dopo circa 50 anni il calore prodotto è circa 1 / rispetto a quello iniziale.
25 25 Il ritrattamento del combustibile esaurito Smaltimento definitivo dei vetri Lo smaltimento definitivo dei vetri deve essere effettuato in depositi profondi ricavati in formazioni geologiche anidre e stabili (granito, argilla o salgemma) che garantiscano l isolamento dall ambiente esterno per periodi molto lunghi. Recentemente, al fine di semplificarne lo smaltimento, è stato proposto di trasmutare, ovvero trasformare le componenti a vita più lunga (attinidi) in elementi a vita più breve attraverso l irraggiamento neutronico in reattori nucleari progettati allo scopo.
26 26 LA STRATEGIA DI GESTIONE DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE ESAURITO
27 Strategie di gestione del combustibile esaurito 27 Dal ritrattamento allo stoccaggio a secco Nell ambito della strategia definita nei Piani Energetici Nazionali, fino al 1990 l ENEL ha avviato al ritrattamento tutto il combustibile di Latina e parte di quello di Trino e del Garigliano. Sulla base dei nuovi indirizzi emanati dal governo, SOGIN ha ricevuto nel 2001 il mandato di esaurire i contratti di ritrattamento già stipulati (1980) con l invio al ritrattamento di ulteriori 53,3 t di combustibile; di stoccare a secco presso le centrali il combustibile residuo (circa 230 t), in attesa di smaltirlo nel deposito nazionale. La spedizione delle ulteriori 53,3 t è stata avviata nell aprile 2003 e completata nel febbraio Nel frattempo le iniziative avviate per lo stoccaggio a secco hanno incontrato una forte opposizione in ambito locale.
28 28 Strategie di gestione del combustibile esaurito Dallo stoccaggio a secco al ritrattamento Sulla base di una approfondita analisi tecnicoeconomica, SOGIN ha dimostrato al Ministero delle Attività Produttive che, nelle condizioni italiane, i costi associati alle due strategie di ritrattamento e stoccaggio a secco (incluso lo smaltimento) sono sostanzialmente equivalenti. Con il DM Attività Produttive il Governo ha dato facoltà a SOGIN di adottare strategie di gestione diverse, purché giustificate dal punto di vista economico. Con ordinanza del dicembre 2004 il Commissario Delegato ha indicato la soluzione del ritrattamento. Nel 2005 SOGIN ha bandito una gara internazionale per il ritrattamento di 235 t di combustibile. La gara è attualmente in fase di aggiudicazione.
29 29 LE QUANTITA DI COMBUSTIBILE E I RIFIUTI PRODOTTI
30 Le quantità di combustibile e i rifiuti prodotti 30 Rifiuti prodotti dalle operazioni di ritrattamento CONTRATTI IN ESSERE Centrale Combustibile ritrattato thm HLR ILR SLLR Rifiuti condizionati derivanti dal ritrattamento del combustibile (contratti in essere): m 3 GBq m 3 GBq m 3 GBq Garigliano 53,7 2,7 3, ,8 4, ,5 37 Garigliano (ultimo) 53,3 2,7 3, ,8 4, ,5 37 Trino 51,7 5,1 5, ,0 7, ,0 37 Latina 573,2 8,5 5, ,8 1, ,0 491 Totale 678,6 19,0 1, ,4 1, Note: thm = tonnellate di heavy metal (biossido di uranio e plutonio) HLR = rifiuti ad alta attività vetrificati (III categoria) ILR = rifiuti a media attività cementati (III categoria) SLLR = rifiuti a bassa attività cementati (II categoria)
31 31 Le quantità di combustibile e i rifiuti prodotti Rifiuti di terza categoria equivalenti in caso di swapping CONTRATTI IN ESSERE Impianto di vetrificazione Provenienza combustibile N. contenitori (flask) Volume totale m 3 Attività (GBq) Sellafield (BNFL) LATINA Sellafield (BNFL) TRINO 34 6 Sellafield (BNFL) GARIGLIANO 17 3 Sellafield (BNFL) GARIGLIANO (ultima partita) , per contenitore Totale Sellafield , Nota: i contenitori (flask) sono cilindri in acciaio inox Φ 0,43 m x h 1,4 m; volume utile 150 litri.
32 32 Le quantità di combustibile e i rifiuti prodotti Cask necessari per il trasporto in caso di swapping CONTRATTI IN ESSERE Origine combustibile N. flask Tipo di cask N. flask per cask N. cask LATINA 66 HAW TRINO 34 HAW GARIGLIANO 17 HAW GARIGLIANO (ultima partita) 17 HAW Totale 134 HAW
33 33 Le quantità di combustibile e i rifiuti prodotti Quantitativi di combustibile da sottoporre a ritrattamento e rifiuti derivanti ORIGINE UBICAZIONE PROVENIENZA QUANTITÀ QUANTITÀ N. elementi t HM EX-ENEL CENTRALE DI TRINO TRINO 47 14,5 AVOGADRO - SALUGGIA TRINO 49 15,1 AVOGADRO - SALUGGIA GARIGLIANO 63 12,9 CENTRALE DI CAORSO CAORSO ,4 EX-ENEA EUREX - SALUGGIA TRINO 52 2 EUREX - SALUGGIA GARIGLIANO 1 0,06 CASACCIA VARIA spezzoni 0,17 TOTALE DA SOTTOPORRE A RITRATTAMENTO 235,13 Dal ritrattamento delle residue 235 t deriveranno (in caso di swapping ): 15 m 3 di rifiuti vetrificati contenuti in 85 flask trasportabili utilizzando 4 cask (valutazioni preliminari in attesa della finalizzazione del contratto di ritrattamento)
34 34 Le quantità di combustibile e i rifiuti prodotti Combustibile e materiali nucleari da sistemare COMBUSTIBILE RESIDUO DA SISTEMARE ORIGINE UBICAZIONE PROVENIENZA QUANTITÀ N. elementi QUANTITÀ t HM EX-ENEL CREYS-MALVILLE (FRANCIA) SUPERPHÉNIX ca (*) EX-ENEA ITREC ROTONDELLA ELK RIVER (U-Th) 64 1,7 TOTALE DA SISTEMARE 63,7 (*) Il combustibile Superphénix contiene circa 3,2 t di plutonio. MATERIALI NUCLEARI DA SISTEMARE (PROVENIENTI DAL RITRATTAMENTO) URANIO DEPLETO U TOTALE U235 IN U TOTALE (kg) (kg) ,08 PU TOTALE (kg) 1.480,78 PLUTONIO PU FISSILE (kg) 1.156,30
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