RIFIUTI RADIOATTIVI: UN PROBLEMA SOPRAVVALUTATO La gestione dei materiali

Transcript

1 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n AIN ASSOCIAZIONE ITALIANA NUCLEARE QUADERNO N. 4 LA PERCEZIONE E LA REALTÀ SCIENTIFICA RIFIUTI RADIOATTIVI: UN PROBLEMA SOPRAVVALUTATO La gestione dei materiali radioattivi è spesso presentata come un problema irrisolto della tecnologia nucleare. Si tratta in realtà di un problema risolto in via definitiva in tutti i paesi industriali sulla base di tecnologie e metodiche sviluppate a partire dalla metà del secolo scorso e ormai consolidate. La maggior parte dei paesi industriali si è già dotata di depositi definitivi per i materiali a bassa e media attività e ha in corso di realizzazione o di studio depositi definitivi per i materiali ad alta attività. In Italia sembra invece che il problema sia insormontabile. Ma si tratta solo delle conseguenze della mancanza di decisioni politiche consapevoli e definitive. In Italia la realizzazione di un deposito nazionale è stata studiata sul piano tecnico fin dagli anni Settanta e sono ormai innumerevoli le proposte giunte all attenzione dei vari governi nazionali e regionali per una decisione definitiva. È ora necessario che le autorità di governo nazionali e regionali assumano una decisione definitiva che allinei l Italia agli altri paesi industriali garantendo una scelta responsabile basata sull informazione, sulla consapevolezza e sul consenso. I RIFIUTI RADIOATTIVI Origine dei rifiuti radioattivi I rifiuti radioattivi hanno origine da tutte le attività che comportano l uso e la manipolazione di sorgenti e sostanze radioattive. Fra queste attività hanno un ruolo preminente quelle relative alla produzione di energia Deposito temporaneo di rifiuti radioattivi. Impianto di trattamento di rifiuti a bassa e media attività (UKAEA). 1

2 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Affioramento di un giacimento di fosfati. nucleare, alle pratiche radiodiagnostiche e biomediche e alla ricerca scientifica; ma l uso di sorgenti e materiali radioattivi è diffuso in molti settori industriali per gli scopi più diversi. Isotopi radioattivi sono presenti in tracce anche nei materiali più usuali e possono subire effetti di concentrazione e dispersione nell ambiente come risultato dei cicli di trasformazione e utilizzo. La produzione di energia nucleare comporta la generazione di notevoli quantitativi di radioattività, a partire dall estrazione del minerale di uranio. Gli impianti di estrazione e di lavorazione del minerale, in particolare, producono scorie inerti che contengono tutti i radioisotopi naturali associati all uranio. Dagli impianti di lavorazione del minerale, l'uranio viene trasferito agli impianti di arricchimento e di fabbricazione del combustibile nucleare. La trasformazione in combustibile avviene attraverso processi che danno origine a residui radioattivi solidi, aeriformi e liquidi che, dopo un idoneo trattamento, devono essere smaltiti come rifiuti a bassa o media attività. Durante il normale funzionamento, le centrali nucleari generano rifiuti radioattivi sotto forma di combustibile irraggiato e di materiali di scarto provenienti dal trattamento dei fluidi, dal funzionamento e dalle o- perazioni di manutenzione degli impianti. Altri rifiuti radioattivi si producono inoltre all atto dello smantellamento degli impianti nucleari giunti al termine della vita utile. Il combustibile utilizzato nei reattori, nel quale si accumulano sostanze altamente radioattive, è immagazzinato temporaneamente nelle piscine di decadimento esistenti presso gli impianti, e successivamente avviato a un deposito di stoccaggio (temporaneo o definitivo) o a un impianto di ritrattamento per estrarne i materiali riutilizzabili. Il ritrattamento del combustibile genera a sua volta rifiuti ad alta attività, che devono essere condizionati e smaltiti come tali. Un altra importante fonte di rifiuti radioattivi è data dalle applicazioni sanitarie e biomediche. Rifiuti radioattivi si generano per effetto di pratiche diagnostiche (ad esempio, traccianti radioattivi, scintigrafia, analisi RIA) e radioterapeutiche (irraggiamento mediante sorgenti radioisotopiche e acceleratori, somministrazione di radioisotopi per terapie 2

3 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Gamma camera per scintigrafia. Nel riquadro, esempio di scintigrafia della tiroide. I potenziali effetti ambientali e sanitari, e in particolare gli effetti biolooncologiche). Rifiuti radioattivi spesso non riconosciuti come tali si generano in molte branche dell industria estrattiva e nell utilizzazione delle risorse minerarie. Particolare menzione merita la produzione di fertilizzanti a base di fosforo, dal momento che nei depositi di fosforite e fosfato grezzo sono rilevabili elevate concentrazioni di uranio e radon che si concentrano negli scarti di lavorazione. Anche l'estrazione e la combustione del carbone hanno l effetto di immettere radioattività nella biosfera. La maggior parte delle sostanze radioattive contenute nel carbone si concentra infatti nelle ceneri e il loro contenimento dipende dall'efficienza dei dispositivi di filtraggio dei fumi e dalla destinazione finale di ceneri e filtri. Un altra importante fonte di rifiuti radioattivi è data dalle attività industriali che fanno uso di materiali radioattivi e sorgenti a diversi livelli nella produzione. Tipiche sono le applicazioni per la produzione di o- rologi luminescenti, torio per la produzione di lenti, uranio per la produzione di protesi dentarie e di sor- genti radioattive per il controllo di qualità delle saldature. Un ultima importante fonte di rifiuti radioattivi è rappresentata dalle applicazioni della ricerca scientifica e tecnologica, nel cui ambito sorgenti e sostanze radioattive sono utilizzate per molti scopi. Pericolosità dei rifiuti La pericolosità biologica (detta anche radiotossicità) dei materiali radioattivi è legata a diverse caratteristiche dei materiali stessi, come ad esempio: il tipo di radiazioni emesse (particelle alfa, beta, neutroni, raggi X, raggi gamma); l intensità delle radiazioni emesse (attività); la durata nel tempo delle radiazioni emesse (tempo di dimezzamento); le caratteristiche chimiche e lo stato fisico (solido, liquido, gas) del materiale. 3

4 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Uso industriale di una sorgente radioattiva. gici sull uomo, dipendono dalla possibilità di dispersione dei materiali nell ambiente e dal loro contatto con l uomo. Ricordando il significato di dose efficace, occorre tenere presente che danni biologici possono derivare sia dall esposizione di breve durata a materiali ad alta intensità di radiazione, sia dall esposizione prolungata a materiali a bassa intensità di radiazione. Le persone prive di una conoscenza specifica della materia sono spesso indotte a ritenere particolarmente pericolosi i materiali radioattivi caratterizzati da lunghi tempi di dimezzamento. Si sente spesso parlare, ad esempio, della pericolosità dell uranio, che ha un tempo di dimezzamento di 4,5 miliardi di anni, o del plutonio, che ha un tempo di dimezzamento di 25 mila anni. In realtà il lungo periodo di decadimento di questi materiali è associato a intensità di radiazione molto basse e quindi a una bassa radiotossicità per l uomo. Occorre inoltre tenere presente che sia l uranio che il plutonio decadono emettendo particelle alfa che, come già notato, sono facilmente schermabili anche con spessori minimi di materiali leggeri. Al contrario, il radio, comunemente diffuso in natura, ha una radiotossicità circa 200 volte superiore a quel- la del plutonio, come pure il radon, un gas radioattivo di origine naturale che si trova spesso in elevate concentrazioni negli ambienti chiusi ed è comunemente inalato. In sostanza, i radioisotopi che hanno un tempo di dimezzamento molto lungo hanno in genere una bassa intensità di radiazione. Per indurre dosi efficaci elevate devono rimanere a contatto con l organismo per un periodo molto prolungato, evenienza che può capitare solo in caso di inalazione o ingestione. La loro reale pericolosità biologica è quindi inferiore a quella delle sostanze che hanno tempi di dimezzamento brevi e alte intensità di radiazione, che possono produrre dosi efficaci elevate anche in seguito al contatto per periodi molto brevi. Un esempio è dato dallo iodio-131, un gas radioattivo che, se inalato, è metabolizzato nella tiroide, all interno della quale rilascia tutta la propria radioattività entro alcune settimane. Una misura universalmente applicata per eliminare il rischio di dispersione e di conseguente esposizione è l inglobamento dei materiali radioattivi in forma solida all interno di matrici resistenti nel lungo termine, in grado di assicurare il confinamento prolungato dei materiali stessi e contemporaneamente di schermare le radiazioni emesse. 4

5 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Esemplare di candela al polonio in uso negli anni Cinquanta. Classificazione dei rifiuti Per evitare i rischi per la salute associati alla dispersione di sostanze radioattive nell ambiente è necessario che i materiali e i rifiuti radioattivi siano attentamente individuati, caratterizzati, controllati, condizionati e confinati. Poiché la radioattività diminuisce (attraverso il decadimento) con il passare del tempo, i rifiuti stessi devono essere confinati finché la loro radioattività non sia diminuita sino a valori equiparabili a quelli del fondo naturale. L attività dei rifiuti può essere bassa o avere valori elevati, e i tempi di decadimento possono essere brevi, lunghi o lunghissimi; è proprio in base a questi parametri (attività, tempo di decadimento) che la normativa tecnica italiana (Guida Tecnica n. 26 dell ISPRA) suddivide i rifiuti radioattivi in tre categorie: 1 a categoria: rifiuti a bassa attività, che decadono nell'ordine di tempo di qualche mese o di qualche anno al massimo; provengono essenzialmente da attività medico-diagnostiche, industriali e di ricerca. 2 a categoria: rifiuti a media attività che decadono nel corso di alcuni secoli; provengono dall'attività delle centrali nucleari e degli impianti del ciclo del combustibile nucleare, dai reattori di ricerca, dalle attività di ricerca, sanitarie e industriali. Classificazione dei rifiuti radioattivi secondo la Guida Tecnica n. 26 dell ISPRA. 5

6 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 3 a categoria: rifiuti ad alta attività che decadono nel corso di migliaia di anni; includono il combustibile nucleare irraggiato non ritrattato, i rifiuti provenienti dal ritrattamento del combustibile nucleare irraggiato, rifiuti contenenti plutonio derivanti da attività energetiche e di ricerca. GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI Strategie di gestione Le metodiche e le tecnologie di trattamento dei rifiuti radioattivi sono frutto di cinquant anni di pratica applicativa e si ispirano alla filosofia generale di concentrare per quanto possibile i materiali pericolosi e di confinarli (separarli dalla biosfera) per un tempo sufficiente a far sì che la radioattività residua in essi contenuta scenda a livelli tali da consentirne lo smaltimento come rifiuti ordinari, o comunque a livelli comparabili con quelli della radioattività naturale. Questa logica trova facile applicazione nel caso dei materiali e delle sostanze debolmente contaminati e a breve vita media, per i quali è sufficiente procedere alla pressatura (compattazione), all inserimento del compattato in fusti d acciaio e all immagazzinamento dei fusti per qualche mese o al massimo per qualche anno in un deposito temporaneo controllato. Al termine del periodo di decadimento, effettuati i necessari controlli, i rifiuti - non più radioattivi - possono essere avviati allo smaltimento per via ordinaria. Nel caso dei rifiuti a medio-alta attività e a vita medio-lunga la filosofia di fondo è la stessa, ma la sua applicazione richiede tecnologie più sofisticate. La prassi in questo caso è quella di immobilizzare i rifiuti inglobandoli in matrici inerti (cemento o bitume per i rifiuti che non emettono molto calore, vetro negli altri casi). I blocchi così ricavati sono a loro volta inseriti in fusti d acciaio e avviati al deposito controllato. In particolare, con riferimento alla classificazione della Guida Tecnica n. 26 dell ISPRA, che costituisce l attuale normativa tecnica di riferimento in Italia, i rifiuti radioattivi appartenenti a ciascuna delle tre categorie citate seguono le modalità di gestione di seguito descritte. I rifiuti di 1 a categoria, dopo un periodo di immagazzinamento in appositi depositi temporanei sufficiente a consentirne il decadimento e la conseguente riduzione della radioattività a livelli analoghi a quelli ambientali, sono gestiti e smaltiti come i rifiuti convenzionali. I rifiuti di 2 a categoria sono sottoposti a trattamenti di riduzione del volume (compattazione per i solidi, concentrazione per i liquidi) e quindi inglobati in matrici i- nerti (generalmente di cemento) e incapsulati in fusti di acciaio a tenuta. Per lo smaltimento definitivo le soluzioni sinora adottate sono rappresentate da depositi superficiali o a bassa profondità (L'Aube, Francia; El Cabril, Spagna; Rokkasho, Giappone), ovvero da caverne a bassa-media profondità ricavate da vecchie miniere abbandonate (Asse e Konrad, Germania) o prodotte artificialmente (Olkiluoto, Finlandia). Questi depositi devono garantire l'isolamento dei rifiuti dalla biosfera per tempi dell'ordine dei 300 anni, e ci si affida per questo alla forma e al tipo di condizionamento dei rifiuti e alle barriere ingegneristiche costruite nel deposito stesso. I rifiuti di 3 a categoria vanno suddivisi tra quelli che durante il decadimento emettono grandi quantità di calore e quelli che non manifestano effetti termici significativi. I primi sono inglobati in matrici vetrose (termicamente più stabili) all interno di contenitori in acciaio chiusi con saldatura e stoc- 6

7 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Deposito temporaneo di rifiuti a bassa attività. cati temporaneamente (circa 50 anni) in depositi ingegneristici provvisti di sistemi di rimozione del calore. I rifiuti del secondo tipo sono inglobati in matrici di cemento o bitume all interno di fusti in acciaio e stoccati anch essi in depositi temporanei controllati. Per entrambi i tipi di rifiuti di 3 a categoria è previsto in futuro lo smaltimento definitivo in formazioni geologiche profonde. Lo smaltimento definitivo dei rifiuti ad alta attività e a lunga vita (3 a categoria) in formazioni geologiche profonde è ritenuto a livello tecnicoscientifico una soluzione matura ed affidabile, ma depositi di questo tipo non sono finora operativi in nessun paese, anche se in diversi paesi si sono avviate apposite campagne di prospezione geologica e di ricerca. La sola eccezione è rappresentata dal deposito WIPP realizzato nel New Mexico (USA) per ospitare i materiali provenienti dai programmi militari statunitensi. La soluzione finora adottata in tutto il mondo per il confinamento dei rifiuti ad alta attività e a lunga vita provenienti dalle applicazioni energetiche, data la loro modesta quantità, è il deposito temporaneo (il cosiddetto interim storage ) presso gli stessi impianti che li producono, dove i rifiuti condizionati sono ospitati all interno di strutture progettate e costruite per fornire le massime garanzie di sicurezza e radioprotezione. La radioprotezione e i rifiuti radioattivi Ai fini di una efficace limitazione dell impatto ambientale e sanitario di un impianto nucleare, particolare importanza assume l adozione di un corretto schema di controllo e gestione degli effluenti e dei rifiuti radioattivi che si generano dalle attività ivi condotte. I rifiuti e gli effluenti radioattivi sono materiali che hanno origine dalle attività di routine e che devono essere sottoposti a trattamenti di diverso tipo per renderli idonei al rilascio incontrollato come rifiuti convenzionali, oppure al rilascio controllato o allo smaltimento controllato in depositi autorizzati. Può trattarsi di materiali semplici che si generano sistematicamente come sottoprodotto del processo seguito nell installazione (scorie di lavorazione, sottoprodotti di processo) oppure di materiali che provengono dall applicazione delle stesse pratiche di ra- 7

8 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Strategia generale per la riduzione dei rifiuti radioattivi. 8 dioprotezione (filtri, indumenti protettivi o strumenti contaminati, ecc.). Può infine trattarsi di materiali complessi e di miscele (solventi, soluzioni, reagenti chimici) derivanti dalle operazioni di decontaminazione e disattivazione. Gli impianti e le installazioni che fanno uso di sorgenti e materiali radioattivi sono generalmente dotati di idonei sistemi di trattamento degli effluenti liquidi e gassosi che possono avere origine dalle attività e dai processi interni. Gli effluenti gassosi traggono origine, nella maggior parte degli impianti, dai sistemi di controllo e di trattamento dei fluidi di processo e dell atmosfera interna delle zone controllate. Le azioni di interesse radioprotezionistico finalizzate al controllo degli effluenti e dei rifiuti radioattivi afferiscono alle seguenti categorie: limitazione della quantità e della varietà dei rifiuti; raccolta e caratterizzazione dei rifiuti; riduzione di volume e condizionamento dei rifiuti; immagazzinamento e smaltimento dei rifiuti. Limitazione della quantità e della varietà Uno dei compiti principali del pro- gramma di radioprotezione adottato in ciascun impianto interessato dalle molteplici applicazioni della radioattività è quello di guidare all adozione di processi e comportamenti idonei a limitare la quantità e la varietà degli effluenti e dei rifiuti radioattivi prodotti. A tal fine si adottano schemi operativi e procedure in grado di mantenere per quanto possibile separati i flussi di materiali attivati o contaminati, in modo da semplificare i problemi di gestione. Particolare attenzione è dedicata ad evitare di giungere alla produzione di miscele complesse nelle quali i materiali radioattivi vangano a trovarsi combinati con sostanze pericolose sul piano chimico (prodotti infiammabili o esplosivi, acidi, ecc.). La limitazione della quantità e della varietà dei rifiuti e degli effluenti deriva dall estensiva applicazione di tre principi fondamentali: ridurre per quanto possibile alla fonte la produzione di rifiuti ed effluenti; promuovere il riciclo di rifiuti ed effluenti all interno del processo; sottoporre i rifiuti non evitabili e non riciclabili a trattamenti di i- nertizzazione e riduzione di volume. La riduzione alla fonte della produzione di rifiuti è normalmente perseguita fin dalle fasi di progettazione e di realizzazione dell impianto, attraverso l isolamento e la limitazione, in numero ed estensione, delle aree nelle quali possono verificarsi fenomeni di attivazione o di contaminazione. In queste aree soggette a contaminazione sono sistematicamente impiegati materiali idonei a minimizzare la produzione di scorie, nonché strumenti e attrezzature riservate all uso in quelle aree, e comunque facilmente decontaminabili. È inoltre sistematicamente preferito l impiego di materiali riciclabili o combustibili piuttosto che di materiali che richiedono complesse procedure di compattazione e smaltimento.

9 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Laboratorio per la caratterizzazione dei materiali radioattivi. La produzione di miscele complesse di rifiuti radioattivi può essere evitata limitando al minimo l uso di sostanze chimiche (vernici, solventi, reagenti chimici, combustibili, acidi) all interno delle aree nelle quali le stesse sostanze possono subire processi di contaminazione o attivazione. L uso di sostanze pericolose (combustibili, acidi, esplosivi) nei processi interni deve essere ridotto al minimo. In ogni caso, anche quando la produzione di miscele complesse di rifiuti non è evitabile, le stesse miscele devono essere tenute fra loro separate. Un grosso contributo alla riduzione dei quantitativi di rifiuti radioattivi deriva dall adozione estensiva di pratiche di decontaminazione e riutilizzo delle attrezzature e dei materiali recuperabili all interno delle a- ree controllate. Questa soluzione può riguardare ad esempio le attrezzature di laboratorio (contenitori, strumenti, ecc.). I metodi adottati per la decontaminazione devono essi stessi tendere a minimizzare la produzione di rifiuti ed effluenti. A titolo esemplificativo, le tecniche da privilegiare saranno dunque nell ordine la pulitura a secco, il lavaggio con acqua, il lavaggio con acqua e detergente, il trattamento con soluzioni speciali e la decontaminazione per abrasione. Raccolta e caratterizzazione A valle delle pratiche di limitazione della quantità e della varietà dei rifiuti radioattivi, è comunque necessario organizzare un efficace sistema di raccolta e caratterizzazione dei rifiuti che non si è potuto evitare di produrre. Si tratta di una fase molto delicata sul piano radioprotezionistico, a causa del rischio associato ad una eventuale sottostima dei livelli di pericolosità e alla conseguente a- dozione di pratiche incompatibili con la sicurezza radiologica, ma anche a sistematiche sovrastime che porterebbero a una indebita lievitazione della quantità di rifiuti ed al conseguente appesantimento del sistema di gestione. La raccolta dei rifiuti radioattivi deve essere fatta anzitutto utilizzando contenitori adatti al tipo di rifiuto (solido, liquido), colorati e contrassegnati in modo evidente per rende- 9

10 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Macchina per la supercompattazione dei rifiuti radioattivi. Nel riquadro, raffronto tra un fusto non trattato e uno compresso. re chiaramente distinguibile l appartenenza del contenuto alle diverse categorie di rifiuti (rifiuti non radioattivi, potenzialmente radioattivi o contaminati, riutilizzabili o riciclabili, ecc.). La classificazione dei rifiuti deve essere confermata successivamente alla raccolta attraverso l adozione di idonee tecniche di caratterizzazione e inventariamento. Il sistema più semplice è costituito dall adozione, quando applicabile, di misuratori automatici della radioattività a contatto con la superficie e- sterna di ciascun contenitore. Trattamento Il successivo trattamento dei rifiuti caratterizzati e inventariati è finalizzato da un lato a conseguire la massima riduzione dei volumi da avviare allo smaltimento e dall altro a rendere il più possibile stabile e inerte la forma finale dei rifiuti. In particolare, la gestione dei materiali radioattivi avviene attraverso due fasi principali: Trattamento: consiste nella applicazione di processi fisici e/o chimici finalizzati alla riduzione del volume e all isolamento delle componenti radioattive in vista della successiva fase di condizionamento. Per i rifiuti solidi i trattamenti più diffusi sono l incenerimento (per i rifiuti combustibili), la compattazione ad alta pressione (per i rifiuti comprimibili) e la fusione (per i rifiuti metallici). Per i rifiuti liquidi si possono invece adottare tecniche di concentrazione delle soluzioni e di calcinazione. 10

11 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Macchina per la cementazione dei rifiuti radioattivi. Nel riquadro, un particolare della fase di colaggio della malta nel fusto. Condizionamento: consiste nella immobilizzazione del rifiuto radioattivo all'interno di un idoneo contenitore in acciaio mediante inglobamento o immobilizzazione in una matrice solida stabile (di natura ceramica se il materiale non sviluppa molto calore, vetrosa in caso contrario) che soddisfi requisiti di resistenza fisica, chimica e meccanica, così da costituire la prima barriera di confinamento, in modo da ottenere un manufatto finale idoneo alla movimentazione, al trasporto, allo stoccaggio a lungo termine e allo smaltimento senza dispersioni di radioattività. La maggior parte dei rifiuti che si producono nei cicli industriali, e in particolare negli impianti nucleari, è costituita da materiali solidi comprimibili a bassa attività. Questi sono usualmente raccolti all interno di fusti in acciaio che, una volta riempiti, sono sottoposti a supercompattazione con presse di elevata potenza. Le pizze ricavate dalla compressione sono a loro volta inserite all interno di altri fusti in acciaio nei quali viene colata una matrice di cemento. I fusti sono quindi chiusi a tenuta e immagazzinati in un deposito controllato, dal quale sono successivamente inviati allo smaltimento definitivo. Quando i rifiuti sono combustibili (e se la qualità della contaminazione consente di farlo senza dispersioni) in alternativa alla supercompattazione è possibile ricorrere a processi di incenerimento. Le ceneri risultanti, nelle quali sono concentrate tutte le sostanze radioattive contenute nel materiale originale, sono a loro volta utilizzate per produrre una matrice cementizia che viene colata all interno di fusti in acciaio. I materiali non comprimibili, come ad esempio i metalli (si tratta in genere di sfridi e polveri derivanti dai processi di decontaminazione di grandi componenti) possono essere frammentati meccanicamente o fusi, in modo da ridurre al minimo il loro volume, e successivamente inseriti e immobilizzati (ancora con una colata di cemento) all interno di cassoni metallici. 11

12 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Strategie di gestione del combustibile nucleare esaurito. Un caso particolare riguarda i materiali metallici attivati, ovvero quelli nei quali, in seguito a fenomeni di attivazione sotto irraggiamento, la radioattività non è separabile dalla matrice solida mediante operazioni di pulitura, attacco acido o scarifica superficiale. In questi casi il metallo può essere fuso in appositi forni e la radioattività, che normalmente si concentra nelle scorie di fusione, può essere separata e confinata, mentre la maggior parte del metallo può essere riciclato per altri usi. I rifiuti liquidi sono trasformati in forma solida mediante processi di concentrazione, evaporazione e calcinazione, e seguono quindi gli stessi processi di trattamento e condizionamento dei rifiuti solidi. GESTIONE DEL COMBUSTIBILE Le strategie di gestione Il combustibile nucleare irraggiato contiene quasi tutta (99%) la radioattività che si produce in un impianto nucleare. La sua gestione rappresenta quindi l aspetto più delicato del ciclo dei materiali radioattivi. All atto dell estrazione dal reattore, il combustibile è immagazzinato temporaneamente nelle piscine di decadimento presenti nell impianto, dove rimane per un periodo variabile (3-15 anni) durante il quale avviene il decadimento di parte delle sostanze radioattive presenti nel combustibile e viene asportato il calore di decadimento prodotto. Al termine del periodo di raffreddamento, il combustibile può essere avviato al ritrattamento o allo stoccaggio a secco (interim storage) sulla base di due diverse strategie di gestione. Il ritrattamento è un processo chimico-fisico che consiste nella frammentazione e nella dissoluzione in a- cido del combustibile e nella successiva separazione chimica delle componenti riutilizzabili per la fabbricazione di combustibile fresco. Le componenti riutilizzabili sono costituite dall uranio 238 (95%), dall uranio 235 non fissionato (1%), dal plutonio prodotto nel reattore e non fissionato (1%). La parte restante (3% del combustibile irraggiato) è costituita dalle cosiddette scorie ad alta attività, che sono inglobate in una matrice di vetro minerale colata all interno di un contenitore (canister) in acciaio ermeticamente chiuso con un tappo metallico saldato. Le scorie vetrificate sono immagazzinate temporaneamente (20-50 anni) in depositi controllati al fine di farle raffreddare e in parte decadere. Dopo lo stoccag- 12

13 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Caricamento del combustibile e- saurito in un cask. Le operazioni si svolgono sott acqua per schermare le radiazioni. gio temporaneo le scorie vetrificate possono essere smaltite in un deposito definitivo (di tipo geologico). In alternativa al ritrattamento, il combustibile nucleare può essere inserito a secco, nella stessa forma in cui è stato scaricato dal reattore e senza ulteriori trattamenti, in appositi contenitori corazzati (cask) che sono usualmente immagazzinati presso lo stesso impianto per un periodo di 2-20 anni. Successivamente i cask sono trasportati in un deposito centralizzato, dove permangono per un ulteriore periodo di anni, al termine del quale il combustibile potrà essere smaltito in un deposito definitivo (di tipo geologico). Entrambe le strategie di gestione del combustibile irraggiato presentano vantaggi e svantaggi. A favore del ritrattamento, che presenta costi più elevati, giocano il recupero dei materiali riutilizzabili e la riduzione del volume dei materiali residui da gestire. A favore dello stoccaggio a secco giocano il minore costo e la maggiore semplicità. Per ragioni legate alla ottimizzazione dello sfruttamento del combustibile nucleare e alla riduzione della produzione di materiali ad alta attività, si va oggi affermando in tutto il mondo la gestione del combustibile nucleare in ciclo chiuso, che prevede il ritrattamento del combustibile. L adozione di questa strategia si combina infatti con gli studi in corso sulla riduzione della radiotossicità (attività, vita media) delle scorie attraverso processi di separazione e trasmutazione delle componenti più dure (attinidi) mediante irraggiamento neutronico nei reattori o bombardamento mediante acceleratori di particelle. Gli sviluppi futuri di queste tecniche promettono di ridurre il tempo di decadimento delle scorie a qualche centinaio di anni, a fronte delle migliaia di anni necessarie per il combustibile tal quale. Il trasporto del combustibile I cask utilizzati per il trasporto del combustibile nucleare irraggiato sono contenitori cilindrici realizzati in acciaio (o ghisa sferoidale) e piom- 13

14 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Trasporto stradale di cask contenenti combustibile nucleare e- saurito. bo: il primo ha una funzione strutturale; il secondo serve invece a schermare le radiazioni più penetranti. I contenitori anno un diametro e- sterno di circa 2,5 metri, una lunghezza di circa 5 metri e un peso dell ordine delle 100 tonnellate. All interno è presente una rastrelliera reticolare (basket) nella quale sono inseriti gli elementi da trasportare (i cask attualmente in commercio consentono di caricare fino a 54 elementi di combustibile ciascuno). Il cask è chiuso con tre diversi co- Trasporto ferroviario di un cask contenente combustibile nucleare esaurito. Fase di caricamento sul carro ferroviario. 14

15 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Trasporto navale di cask contenenti combustibile nucleare esaurito. Fase di stivaggio. perchi a tenuta e ad alta resistenza. Lo spazio interno in cui è inserito il combustibile è riempito con acqua demineralizzata o con elio, che ha la funzione di isolare gli elementi dall at-mosfera esterna e di migliorare lo scambio termico tra il combustibile e la parete esterna del cask. Le due intercapedini racchiuse tra i coperchi di chiusura sono pressurizzate con elio e sono dotate di sonde di pressione che consentono di verificare in ogni momento la tenuta dei coperchi e l integrità della funzione di contenimento del cask. Durante le fasi di trasporto, alle e- stremità dei cask sono installati due assorbitori d urto, che servono per ammortizzare le sollecitazioni sul contenitore in caso di caduta o di urto esterno. I cask utilizzati per il trasporto del combustibile nucleare irraggiato sono in grado di resistere a qualsiasi e- vento. Sono infatti collaudati per conservare l integrità e la tenuta anche in caso di caduta da un altezza di 800 metri, di esposizione prolungata al fuoco, di sommersione ad alta profondità, di investimento da parte di un treno in corsa e perfino di impatto di un aereo. Il caricamento del combustibile nei cask è eseguito all interno dell impianto nucleare utilizzando una specifica cella presente nella piscina di stoccaggio del combustibile irraggiato. Il cask viene immerso nella piscina sotto un battente di una decina di metri d acqua, che serve per schermare le radiazioni durante le operazioni. Gli elementi di combustibile sono prelevati uno alla volta dalle rastrelliere presenti nella piscina e inseriti nelle celle del basket. Al termine delle operazioni di caricamento viene chiuso il primo coperchio e il cask viene estratto dalla piscina e trasferito ad una seconda cella dove si effettuano le operazioni di chiusura degli altri due coperchi, di pressurizzazione con elio delle intercapedini e di lavaggio e pulitura della superficie esterna del cask. Il trasporto dei cask si svolge utilizzando carrelli stradali e ferroviari specificamente progettati. Anche per il trasporto navale si im- 15

16 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Stoccaggio in un deposito attrezzato di cask contenenti combustibile nucleare e- saurito. piegano unità specifiche a doppio scafo dotate di stive appositamente attrezzate. Il trasporto del combustibile nucleare esaurito è molto diffuso in tutto il mondo. Le modalità ferroviaria e navale sono le più utilizzate. La sola società inglese BNFL vanta un percorso complessivo di 30 milioni di chilometri senza incidenti. L interim storage Il combustibile nucleare irraggiato può essere stoccato a secco anche per lunghissimi periodi utilizzando gli stessi cask impiegati per il trasporto o contenitori analoghi, ma anche utilizzando sistemi di stoccaggio specifici. Questa soluzione è diffusamente impiegata nei paesi che Stoccaggio all esterno di cask contenenti combustibile nucleare esaurito. 16

17 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Disassemblaggio e frammentazione degli elementi di combustibile esaurito all interno di celle schermate dotate di servo manipolatori. hanno scelto di non procedere al ritrattamento del combustibile ma anche nei paesi che hanno optato per il ritrattamento, limitatamente al periodo di conservazione del combustibile presso gli impianti nucleari in attesa del trasporto all impianto di ritrattamento. Mentre in Europa si impiegano prevalentemente cask dual u- se (trasporto e stoccaggio) ospitati, in posizione verticale o orizzontale all interno di depositi appositamente progettati e attrezzati, negli USA è molto diffuso anche lo stoccaggio del combustibile all interno di cask in acciaio o in calcestruzzo che vengono normalmente sistemati su apposite piattaforme all esterno degli impianti. Durante il periodo di interim storage i contenitori nei quali è alloggiato il combustibile devono essere periodicamente controllati. In Europa essi sono generalmente connessi a sistemi di monitoraggio automatico che sorvegliano i parametri più significativi, quali la temperatura superficiale, la pressione interna, la composizione dei gas interni, la radioattività a contatto e il campo di radiazione nel deposito e nella zona circostante. Gli effetti termici, soprattutto nel periodo iniziale, sono periodicamente verificati con l ausilio dell immagine termografica dei contenitori. Il ritrattamento Il ritrattamento del combustibile nucleare irraggiato consente di recuperare integralmente i materiali riutilizzabili (uranio e plutonio) e di ridurre conseguentemente la quantità dei materiali ad alta attività e a lunga vita da smaltire in via definitiva. Attraverso il ritrattamento il quantitativo in peso delle scorie da smaltire si riduce infatti al 3% del peso iniziale del combustibile ritrattato. Il processo di ritrattamento avviene presso impianti specificamente progettati e costruiti (impianti di questo tipo sono attualmente in funzione in USA, Francia, Gran Bretagna, Russia, Giappone) e consiste nello smontaggio degli elementi di combustibile, nella frammentazione meccanica delle barrette e nella loro dissoluzione in acido ad alta temperatura, tutte operazioni che vengono 17

18 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 Schema del processo di vetrificazione delle scorie ad alta attività. svolte all interno di celle schermate dotate di servomanipolatori. La soluzione ottenuta è successivamente trattata per ottenere la precipitazione selettiva dell uranio e del plutonio. La soluzione risultante, che contiene i prodotti di fissione e gli attinidi, viene progressivamente concentrata e calcinata. Il residuo solido, contenente le scorie ad alta attività in forma di polvere, è diluito con i costituenti di un vetro minerale simile all ossidiana di origine vulcanica che viene colato all interno di contenitori in acciaio (canister). Al termine della colata i canister, a- venti un diametro di 40 cm e un altezza di 140 cm, sono chiusi ermeticamente con un tappo in acciaio inserito a pressione e saldato e sono posti a dimora all interno di apposite rastrelliere schermate per un periodo di raffreddamento che può e- stendersi anche per alcune decine di anni. Al termine del periodo di raffreddamento i canister sono inseriti all interno di cask idonei al trasporto e allo stoccaggio di lungo periodo. In questa forma possono essere con- Vetrificazione delle scorie ad alta attività. a sinistra, fase di colaggio del vetro nel contenitore (canister). A destra, deposito per lo stoccaggio temporaneo dei canister. 18

19 QUADERNO AIN n mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n Sistema per lo smaltimento diretto del combustibile nucleare esaurito allo studio in Finlandia. Nel riquadro, inserimento del contenitore nella formazione geologica ospite (granito). servati a lungo all interno di depositi attrezzati specifici, e potranno inoltre essere avviati allo smaltimento definitivo in depositi geologici allorché questi saranno disponibili. Lo smaltimento diretto Dopo il periodo di interim storage, il combustibile non avviato al ritrattamento può essere smaltito nella stessa forma originaria all interno di un deposito geologico. Anche se a livello mondiale, per le ragioni già illustrate, non sono stati ancora realizzati depositi di questo tipo, esperienze significative sono state condotte in Finlandia e in Svezia. La Finlandia ha messo a punto una tecnica di smaltimento che prevede l inserimento degli elementi di combustibile all interno di un basket realizzato in rame, che ha la funzione di contenere il combustibile il più a lungo possibile (sfruttando la resistenza del rame alla corrosione) e di facilitare lo scambio termico tra il combustibile e la formazione geologica ospite. I basket in rame contenenti il combustibile saranno inseriti all interno di un deposito definitivo che sarà ricavato in una formazione di granito alla profondità di circa 500 metri nel sottosuolo di Olkiluoto. Tecniche analoghe sono allo studio in Svezia, dove è stata recentemente scelta la località di Osthammar come sede del deposito geologico definitivo, e negli Stati Uniti, dove è previsto lo smaltimento definitivo del combustibile non ritrattato presso il costruendo deposito di Yucca Mountain. Fino a un decennio fa lo smaltimento diretto del combustibile irraggiato costituiva l opzione prevalente nei paesi che facevano uso dell energia nucleare. In tal senso erano ad e- sempio orientati gli Stati Uniti, la Germania e la Federazione Russa, mentre in favore del ritrattamento erano orientati paesi come la Francia, la Gran Bretagna e il Giappone. Nell ultimo decennio, tuttavia, l opzione prevalente si va gradualmente spostando verso il ritrattamento, soprattutto a causa delle incertezze associate alla durata nel lunghissimo termine dei materiali strutturali che costituiscono gli elementi (che non sono specificamente progettati per questa modalità di smaltimento) e dei vantaggi connessi con il recupero dei materiali riutilizzabili e con la riduzione dei volumi di scorie da smaltire. Verso il ritrattamento si 19

20 21 mo SECOLO SCIENZA E TECNOLOGIA n QUADERNO AIN n. 4 A sinistra, cask per il trasporto e lo stoccaggio temporaneo delle scorie ad alta attività vetrificate. A destra, inserimento dei canister nel cask. vanno oggi orientando tutti i maggiori utilizzatori dell energia nucleare, anche in previsione della prossima entrata in funzione dei reattori di quarta generazione, nei quali sarà possibile utilizzare come combustibile anche il combustibile esaurito scaricato dai reattori attualmente in funzione e, attraverso i processi di irraggiamento con neutroni veloci, ridurre il tempo di decadimento delle sostanze radioattive non più riutilizzabili. Lo smaltimento delle scorie Contrariamente agli elementi di combustibile tal quali, i contenitori delle scorie vetrificate (canister) sono specificamente progettati per lo smaltimento definitivo all interno di formazioni geologiche. Il trasporto dei contenitori delle scorie vetrificate è effettuato utilizzando cask analoghi a quelli impiegati per il trasporto del combustibile irraggiato. All interno di un cask di questo tipo trovano generalmente posto 21 contenitori disposti su tre strati o 28 disposti su quattro strati. Attualmente i contenitori sono stoccati temporaneamente all interno di depositi attrezzati aventi struttura ad alveare. Ciascun contenitore occupa una cella dotata di sistemi di rimozione del calore e di monitoraggio. In futuro i contenitori delle scorie vetrificate saranno smaltiti nei depositi geologici. IL DEPOSITO DEFINITIVO Soluzioni tecniche La sistemazione dei materiali radioattivi derivanti dagli impianti nucleari, pur essendone la componente più rilevante, si inscrive nel più generale problema della sistemazione dei materiali radioattivi provenienti dalle attività industriali, medicosanitarie e di ricerca. In Italia queste ultime attività producono rifiuti radioattivi al ritmo di circa 500 t/anno (1.200 m 3 /anno). Il problema della sistemazione defi- 20