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Le centrali nucleari. L'energia che scaturisce dal bombardamento dell'uranio con neutroni. Il processo di 'fissione/fusione nucleare'. Il problema della radioattività e delle scorie.

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Eliminazione dei rifiuti radioattivi aereiformi - Maurizio Cumo -

Quasi tutte le attività comportanti l'uso di sostanze radioattive danno luogo anche alla produzione di effluenti aeriformi.

In particolare, quantità non indifferenti di sostanze radioattive sono contenute negli effluenti provenienti dal refrigerante primario dei reattori nucleari e soprattutto dalla dissoluzione del combustibile irraggiato negli impianti di ritrattamento.

Presso i reattori nucleari la contaminazione degli effluenti aeriformi è dovuta sia a prodotti di fissione provenienti dal combustibile, sia a prodotti di attivazione generati nel refrigerante primario.
I primi penetrano nel refrigerante attraverso microlesioni delle guaine o anche, nel caso del tritio, per diffusione attraverso le guaine.
I secondi sono essenzialmente dovuti all'attivazione di aria presente nel refrigerante, di deuterio contenuto nell'acqua e di altre impurità.
I radionuclidi che possono essere presenti negli effluenti aeriformi dei reattori sono i seguenti:

3H     (tempo di dimezzamento = 12,34 anni)
13N    (          »                        = 10 min);
16N    (          »                        = 7,1 sec);
19O   (          »                        = 27 sec);
41A    (          »                        = 1,83 ore);
85Kr   (          »                        = 10,76 anni);
131I   (          »                         = 8,05 giorni);
133Xe (          »                       = 5,65 giorni).

Presso gli impianti di ritrattamento del combustibile irraggiato gli effluenti aeriformi sono contaminati principalmente da prodotti di fissione volatili (iodio ed in parte rutenio, cesio), da gas nobili e da tritio.

Le varie installazioni nucleari dispongono di sistemi per l'abbattimento della contaminazione associata agli effluenti aeriformi, sistemi che possono essere tanto basati sui vari metodi descritti, quanto sul rallentamento del flusso prima dello scarico, onde consentire il decadimento dei radionuclidi a vita più breve in apposite linee di ritardo.
In queste linee si impiegano anche sistemi filtranti. La loro caratteristica principale, dal punto di vista della radioprotezione, è l'efficienza "e" definita come il rapporto della differenza fra la concentrazione della sostanza da filtrare a monte (Cm) e a valle (Cv) del filtro e la concentrazione a monte dello stesso:

e = (Cm-Cv)/Cm

Dato che i sistemi di decontaminazione non hanno mai una EFFICIENZA del 100 %, il rilascio atmosferico di una certa quantità di attività è inevitabile.

Il comportamento degli effluenti aeriformi dopo lo scarico è determinato dalle condizioni meteorologiche locali.

La direzione del vento, la sua velocità, il gradiente termico, la topografia, ecc. determinano la diluizione e la dispersione atmosferica. Anche le caratteristiche degli effluenti e la quota del rilascio sono elementi importanti. L'uso di camini molto alti (100 m e più) facilita i processi di diluizione e dispersione e limita la dose alle persone che vivono in prossimità dell'impianto.

Per farsi un'idea della produzione possibile di 131I, si consideri che una tonnellata di combustibile di reattore ad acqua naturale, irraggiato a 33.000 MWd/t e raffreddato per 90 giorni, contiene circa 380 Ci di 131I, mentre una tonnellata di combustibile di reattore veloce, irraggiato sempre a 33.000 MWd/t, ma raffreddato solo 30 giorni, contiene 139.000 Ci di 131I.
Siccome è previsto che in futuro gli impianti di ritrattamento, per usufruire di ovvie economie di scala, avranno una capacità di 5÷10 t/giorno, lo 131I, prodotto giornalmente potrebbe ammontare a 700.000÷1.400.000 Ci. Con la tecnologia di decontaminazione attuale si ottiene un fattore di decontaminazione per gli alogeni di circa 1000.
Per l'avvenire sarà necessario mettere a punto sistemi di decontaminazione molto più efficienti.

Per il 3H invece, non si prevede di adottare, almeno nel prossimo futuro dei sistemi di trattamento.
È molto probabile che in futuro la separazione dei gas nobili divenga pratica comune; in tal caso sarà però necessario studiare dei sistemi di eliminazione dei gas separati.
I gas potrebbero essere contenuti in bombole oppure dispersi in matrici vetrose, plastiche o ceramiche.

Tratto da Cumo, M., Impianti nucleari, Casa Editrice La Sapienza, 2008.