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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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La gestione in sicurezza delle scorie nucleari - Francesco Troiani -

Per i rifiuti radioattivi prodotti da una centrale esistono soluzioni provate e affidabili
e sono state maturate numerose esperienze per la loro gestione e lo smaltimento

Una sola tonnellata di URANIO naturale estratto dalla miniera, attraverso una lunga serie di trattamenti fisici, trasformazioni chimiche e reazioni nucleari, produce una quantità di energia elettrica di circa 40 milioni di KWh (chilowattora), sufficienti per le necessità annuali di circa 7.000 abitanti. Dai dati statistici1 del 2008 sulla produzione di energia elettrica in Italia, si ha che la stessa quantità di energia elettrica può essere prodotta da fonti fossili utilizzando circa 8 milioni di metri cubi di METANO, oppure circa 10 mila tonnellate di petrolio, o ancora, circa 17 mila tonnellate di combustibili fossili solidi (carbone, lignite, etc.). Le emissioni di ANIDRIDE CARBONICA in atmosfera sono di circa 16 mila tonnellate per il METANO, 30 mila per il petrolio e 50 mila tonnellate per i combustibili solidi, oltre ai classici inquinanti di combustione, come OSSIDI DI AZOTO, OSSIDI DI ZOLFO, particolato, etc. Nel caso dei combustibili solidi fossili, per la stessa quantità di energia prodotta da una tonnellata di URANIO naturale, si generano anche significative quantità di ceneri di combustione che a seconda della qualità del combustibile utilizzato possono variare da 500 a 3.000 tonnellate. La produzione di energia elettrica attraverso la FISSIONE NUCLEARE, ovviamente, non è esente dalla produzione di scorie, come peraltro accade in tutte le attività industriali. L’uranio naturale, nel suo lungo percorso, determinato dal ciclo del combustibile nucleare, produce energia nel reattore ma anche molti elementi radioattivi che costituiscono un rifiuto, anche se in quantità molto più limitata rispetto alla produzione di energia elettrica da fonti fossili.

Le reazioni nucleari che avvengono nel nocciolo del reattore producono, a grandi linee, tre famiglie di materiali radioattivi: i prodotti di fissione, i prodotti di attivazione e i transuranici. I prodotti di fissione si formano per scissione degli atomi di URANIO e conseguente produzione di energia termica – poi trasformata in energia elettrica e immessa in rete – mentre i prodotti di attivazione si formano a seguito della cattura di neutroni da parte degli atomi che costituiscono i materiali strutturali (ferro, cobalto, nichelio, etc.) dei vari componenti del reattore. Entrambe queste famiglie rappresentano le vere scorie della produzione nucleare, mentre i transuranici che si formano per cattura di neutroni da parte dell'uranio dello stesso combustibile, dopo uno o più stadi di decadimento, si trasformano in atomi sufficientemente stabili da poter essere separati e utilizzati per la produzione di energia, come ad esempio il plutonio. I materiali fissili sfruttati industrialmente, dunque, sono l'uranio che si trova in natura e il plutonio che viene prodotto in un reattore, mentre gli altri transuranici non sono ancora sfruttati industrialmente, in quanto con le attuali tecnologie il mantenimento di stabili condizioni di reazione nucleare risulta molto problematico e di fatto solo una parte di essi partecipa alla reazione nucleare, mentre la restante parte, che viene scaricata con il combustibile esausto, costituisce anch'essa un rifiuto radioattivo.

L’impianto per la vetrificazione dei residui di fissione a Sellafield, Gran Bretagna.

L'uranio naturale è formato da due isotopi, per il 99,3% si tratta di URANIO 238 e per lo 0,7% di URANIO 235, ma solo quest’ultimo è in grado di sostenere la FISSIONE NUCLEARE. Pertanto durante lafabbricazione del combustibile nucleare è necessario aumentare la quantità di questo isotopo tramite l’arricchimento, con cui la percentuale di URANIO 235 cresce fino al 3-5% 2. Ne consegue che questo processo produce notevoli quantità di URANIO impoverito, o depleto, con contenuto di URANIO 235 di circa 0,2%, che rappresenta anch'esso un rifiuto. Dopo il suo utilizzo in un reattore il tenore di URANIO 235 si riduce e questo combustibile esausto viene rimosso. Generalmente contiene URANIO 238 per circa il 94%; URANIO 235 per circa l’1%; plutonio e attinidi per circa l’1%; prodotti di fissione circa 3,5%; altri elementi circa 0,5%. Si tratta quindi di elementi con una notevole quantità di energia che potrebbe essere ancora recuperata. Il combustibile esausto va quindi avviato alle attività di back-end (STOCCAGGIO, smaltimento o riprocessamento) perché contiene una grande quantità di radioattività e le catene di decadimento producono una sensibile quantità di calore, soprattutto all’inizio. Tutto questo comporta che sia necessario immagazzinare il combustibile esausto per qualche anno nelle piscine di STOCCAGGIO del reattore o in depositi centralizzati, affinché possa smaltire il calore di decadimento. Dopo tale fase può essere riprocessato, oppure stoccato a secco in particolari contenitori idonei per il trasporto e per il deposito temporaneo a lungo termine (superiore a 50 anni) in attesa di essere smaltito. Il riprocessamento (o ritrattamento) del combustibile esausto è un processo che permette di recuperare il materiale nucleare pregiato (uranio e plutonio) per riutilizzarlo nella fabbricazione del combustibile fresco, facendo risparmiare circa il 30% dell’uranio naturale. Ma questa strategia è stata adottata solo in Francia, Regno Unito, Giappone, Russia e India. Ad oggi sono state riprocessate circa 90.000 tonnellate di combustibile esausto, delle 290.000 tonnellate prodotte dai reattori per impiego civile3. Tuttavia al momento tale opzione non sembra essere quella commercialmente preferita e gli impianti di riprocessamento a livello mondiale hanno una capacità di trattamento annua inferiore a 6.000 tonnellate. Capacità piuttosto limitata se si considera che entro il 2030 è prevista la produzione di ulteriori 400.000 tonnellate di combustibile esausto, di cui solo un terzo potrà essere avviato al riprocessamento mentre la restante parte dovrà essere smaltita direttamente come rifiuto.



Le varie fasi del ciclo combustibile, dalla miniera allo smaltimento dei rifiuti.

La caratteristica fondamentale del ciclo del combustibile nucleare è l'utilizzo e la produzione di materiali radioattivi. Lo stesso URANIO naturale è radioattivo. Ma che cos'è la radioattività? Si tratta di un fenomeno fisico che deriva dall'instabilità di alcuni atomi che compongono la materia che a un certo momento della loro vita subiscono un «processo di decadimento». Si trasformano, cioè, in un altro tipo di ATOMO emettendo una radiazione, di tipo particellare (radiazioni alfa, beta, protoni, etc.) o elettromagnetica (raggi X e gamma). L'unità di misura della radioattività è il Becquerel (Bq) che corrisponde al numero di atomi che si trasformano in un secondo. Procedendo in questa maniera, alla fine tutti gli atomi instabili raggiungeranno, inevitabilmente, uno stato di stabilità e la materia che li contiene diminuirà progressivamente la sua radioattività, fino a raggiungere valori trascurabili. Ogni elemento radioattivo, però, è caratterizzato da una diversa velocità di decadimento, fisicamente espressa come «tempo di dimezzamento», ovvero il tempo necessario affinché si riduca alla metà di quella iniziale. Tale tempo può variare, a seconda del tipo di radionuclide, da frazioni di secondo a diverse decine di migliaia di anni. Per un materiale contenente cesio 137 (tipico prodotto di fissione), che ha un tempo di dimezzamento di circa 30 anni, il contenuto di radioattività dopo 300 anni si è ridotto di 1.000 volte e dopo ulteriori 300 anni si è ridotto di 1 milione di volte. Analogamente un materiale che contiene plutonio 239, che ha un tempo di dimezzamento di circa 24.400 anni, per ridurre di 1.000 volte il suo contenuto di radioattività deve attendere 244.000 anni e per ridurlo di 1 milione di volte deve attendere quasi mezzo milione di anni.



Una piscina per lo STOCCAGGIO di combustibile esausto a Forsmarks, Svezia.

Così, l’insieme dei prodotti di fissione, associati al combustibile nucleare esausto, grazie ai tempi di dimezzamento contenuti, possono raggiungere lo stesso livello di tossicità dell’uraniodi partenza in poche centinaia di anni, mentre nel suo insieme il combustibile esausto, a causa della presenza dei transuranici, come il plutonio, che sono in genere caratterizzati da lunghi tempi di dimezzamento, impiega alcune centinaia di migliaia di anni per ritornare ai livelli di tossicità dell’uranio di partenza. Di questi aspetti bisognerà tenere conto al fine dello smaltimento dei rifiuti radioattivi e del combustibile esausto.

Durante il processo di decadimento gli atomi cambiano le loro caratteristiche, la loro massa, e hanno un comportamento chimico e fisico diverso, ma ai nostri fini è importante capire gli effetti delle radiazioni emesse sull’uomo e in generale sugli esseri viventi e sull’ambiente. Queste radiazioni sono definite ionizzanti, cioè sono in grado di produrre degli effetti di ionizzazione nella materia che attraversano. La ionizzazione della materia, a sua volta, può evolvere in una modificazione della stessa e, nel caso degli essere viventi, trasformarsi in un danno biologico che può essere trascurabile o molto serio, a seconda della quantità di radiazioni assorbite. La misura fisica di tale quantità è l’equivalente di dose (o semplicemente dose) ed è espressa in Sievert (Sv) o nei suoi sottomultipli, in genere il milliSievert (mSv).

Le sostanze radioattive, oltre a poter essere prodotte artificialmente, sono diffuse dovunque in natura e a livelli molto variabili: nei terreni, nelle acque, nell’aria, nei materiali da costruzione, negli alimenti, nelle acque potabili e negli oggetti di uso quotidiano. Si tratta della cosiddetta radioattività di fondo naturale e le radiazioni ionizzanti arrivano continuamente sulla superficie terrestre anche dallo spazio esterno, con la radiazione cosmica, di cui il nostro sole è uno dei principali responsabili. Anche gli esseri viventi sono radioattivi, infatti contengono nella struttura della materia biologica che li compone vari elementi come il CARBONIO-14, il potassio-40, l’uranio e molti altri elementi radioattivi naturali.

STOCCAGGIO di materiale radioattivo a Thorp, in Gran Bretagna, in attesa di essere riprocessato.

Questo per dire che la dose radiologica a cui siamo sottoposti quotidianamente, e proveniente da diverse fonti a seconda della zona in cui viviamo, può variare da 1 a 10 mSv per anno e la media mondiale si aggira intorno ai 3 mSv per anno. Tuttavia per tali valori non sono stati riscontrati danni biologici per gli esseri viventi4.

    

Figura a sinistra: La Svezia ha scelto recentemente di realizzare il suo deposito geologico a Forsmarks attraverso una gara pubblica.
Figura a destra: Lavori per la realizzazione del sito geologico svedese a Forsmarks.

In considerazione di tutto ciò la normativa italiana5 stabilisce che la dose massima da attività industriali per la popolazione debba essere inferiore a 1 mSv per anno (un terzo di quella naturale) e che gli impianti industriali che usano materie radioattive debbano essere progettati in modo che la dose alla popolazione non superi 0,01 mSv per anno (molto meno di un centesimo di quella naturale). Qualsiasi materiale in forma solida, liquida o gassosa, per il quale non è previsto alcun ulteriore uso e che contiene radioattività tale da poter attribuire alla popolazione una dose radiologica superiore a 0,01 mSv/ anno è considerato radioattivo, quindi mantenuto sotto controllo e isolato dall’ambiente con opportuni ed efficaci sistemi. Risulta, quindi, immediatamente evidente che l’accertamento del contento di radioattività del rifiuto è di fondamentale importanza per stabilire il pericolo ad esso associato, le successive fasi di trattamento e il suo destino finale.

 A sinistra un esploso del sito di STOCCAGGIO svedese di Forsmarks.
A destra un particolare del silos che prevede un sistema di trasporto automatico.

La caratterizzazione è una delle fasi più importanti dell’intero processo di gestione dei rifiuti radioattivi. Attraverso questo processo si riescono a stabilire le caratteristiche chimiche, fisiche, biologiche e meccaniche del rifiuto, il suo contenuto di radioattività, la resistenza agli agenti che ne possono ridurre la stabilità e rendere la radioattività libera di fuoriuscire e disperdersi nell’ambiente.

Dopo la loro produzione, i rifiuti radioattivi sono temporaneamente stoccati e caratterizzati, per essere poi sottoposti a condizionamento, ovvero specifici trattamenti chimici e fisici per la loro trasformazione in una forma solida stabile e duratura che ne permetta in modo sicuro la manipolazione, lo STOCCAGGIO, il trasporto e infine lo smaltimento. Il rifiuto condizionato è quindi un manufatto costituito da materiale solido, in genere cemento o vetro, e con un contenitore esterno in acciaio o leghe speciali.

I rifiuti radioattivi sono classificati in base al contenuto di radioattività, alla loro origine, allo stato fisico, al tipo di radiazione emessa (alfa, beta, gamma) e al tempo di dimezzamento dei radionuclidi presenti. Ai fini dello smaltimento finale la Guida Tecnica n. 26 dell’autorità di controllo nazionale definisce tre categorie. Appartengono alla I categoria i rifiuti che decadono in tempi dell'ordine di mesi o al massimo di qualche anno. Per questa tipologia di rifiuto è sufficiente la conservazione in sicurezza, affinché dopo il decadimento possano essere gestiti come rifiuti convenzionali o speciali. Tali rifiuti provengono generalmente da installazioni nucleari, applicazioni medicali, industria, ricerca scientifica e includono materiali contaminati quali carta, stracci, indumenti protettivi, filtri e liquidi vari.

 


Schema del deposito geologico finlandese in fase di realizzazione a Onkalo. Il deposito è a 300 metri di profondità sotto la superficie.



I rifiuti di II categoria sono quelli a contenuto medio di radioattività – che entro un massimo di qualche centinaio di anni raggiungono concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g – nonché quelli contenenti radionuclidi a vita molto lunga purché in concentrazioni di tale ordine. Questi rifiuti devono essere trattati e condizionati e provengono da centrali nucleari, impianti del ciclo del combustibile, installazioni di ricerca, applicazioni mediche, etc. Essi includono scarti di lavorazione, rottami metallici, liquidi vari, fanghi, resine esaurite. L’esercizio di un reattore nucleare di potenza genera mediamente alcune centinaia di metri cubi all'anno di rifiuti e un significativo contributo proviene anche dallo smantellamento degli impianti nucleari a fine vita.

Per le filiere dei reattori ad acqua PWR e BWR, che sono i principali candidati per il rientro nella filiera nucleare produttiva in Italia, le quantità di rifiuti generati dallo smantellamento sono molto limitate, mediamente inferiori alle 5.000 tonnellate per unità. Si deve inoltre sottolineare che, con la semplificazione del progetto nei nuovi reattori, si ottiene una sensibile riduzione di questi quantitativi.

    

Figura a sinistra: Il doppio contenitore destinato ad accogliere le barre di combustibile esausto del reattore finlandese di Olkiluoto.
Figura a destra: Il deposito di URANIO depleto di Capenhurst, in Gran Bretagna, gestito dall’Urenco.

Appartengono, infine, alla III categoria i rifiuti che richiedono migliaia di anni per raggiungere concentrazioni di radioattività di alcune centinaia di Bq/g, nonché quelli contenenti emettitori alfa e di neutroni, indipendentemente dal loro periodo di dimezzamento. Questo tipo di rifiuti contiene la maggior parte dei prodotti di fissione e dei transuranici prodotti nel reattore. Sono tipicamente rifiuti ad alta attività il combustibile irraggiato esausto, se non è ritrattato (strategia dello smaltimento diretto), oppure i liquidi acquosi del primo ciclo di estrazione, se il combustibile è soggetto a ritrattamento. L’esercizio di un reattore nucleare di potenza genera circa 30 tonnellate all'anno di combustibile irraggiato esausto e, nel caso di ritrattamento, questo quantitativo corrisponde a circa 4 m3 di prodotti della vetrificazione dei rifiuti liquidi ad alta attività. Su questa tipologia di materiali sono concentrate le attuali attività di ricerca e sviluppo, al fine di migliorare lo sfruttamento del combustibile e di minimizzare questa categoria di rifiuto.

I rifiuti radioattivi prodotti in Italia e stoccati negli impianti o nei depositi temporanei, in attesa di essere smaltiti, per la maggior parte sono di II categoria. Secondo l’inventario dell’autorità di controllo nel 2007 ammontavano a circa 27 mila metri cubi6, ai quali andranno a sommarsi nei prossimi 20 anni alcune altre decine di migliaia di metri cubi, derivanti dal programma di smantellamento delle vecchie centrali. Anche il comparto della ricerca, medico-ospedaliero e industriale contribuisce con alcune centinaia di metri cubi l’anno a incrementare questo quantitativo.

Lo smaltimento dei rifiuti radioattivi si pone l’obiettivo principale di proteggere le popolazioni e l’ambiente fino a quando il contenuto di radioattività nei rifiuti non avrà raggiunto un livello comparabile con quello naturale, con dose radiologica alla popolazione sempre inferiore ai livelli stabiliti dalla normativa (0,01 mSv/anno). Per prevenire il rilascio della radioattività nell’ambiente i rifiuti radioattivi sono quindi confinati all’interno di un adeguato numero di barriere artificiali e naturali, che devono mantenersi efficienti per tutto il tempo necessario al decadimento radioattivo.

Per lo smaltimento dei rifiuti di II categoria è sufficiente predisporre opportune strutture tecniche (deposito superficiale) per la loro conservazione e isolamento dall’ambiente per un periodo di circa 3-4 secoli. Tale metodologia è stata applicata con successo, su base mondiale, in oltre 150 installazioni, di cui un centinaio ancora in esercizio.

Per lo smaltimento dei rifiuti di III categoria, per i quali l’isolamento dall’ambiente deve essere garantito per alcune centinaia di migliaia di anni, le opere realizzate dall’uomo non forniscono sufficienti garanzie di durata. Per il loro smaltimento si fa quindi ricorso al deposito geologico, che è costituito da barriere naturali stabili (formazioni saline, argillose, granitiche ecc.), capaci di mantenere confinata la radioattività per lunghi periodi. Per i rifiuti radioattivi a lunga vita di origine militare gli Stati Uniti hanno scelto lo smaltimento geologico, in una formazione salina a 650 m di profondità nel Nuovo Messico. In Finlandia (Olkiluoto) e Svezia (Forsmarks) sono in corso le attività di studio e di qualificazione del sito prescelto in formazioni rocciose. In molti altri paesi orientati allo smaltimento geologico (Belgio, Canada, Cina, Francia, Giappone, Germania, Regno Unito, Russia, Spagna, Svizzera etc.) sono attivi laboratori sotterranei di studio e qualificazione di varie formazioni saline, argillose e granitiche. La dimostrazione dell’efficacia di queste barriere di isolamento è effettuata con lunghi e approfonditi studi, verifiche delle mutue interazioni rifiuto-deposito, con test di laboratorio e in situ che necessitano di alcuni decenni.

Il combustibile nucleare produce abbondanti quantità di energia, con modeste quantità di rifiuti. La radioattività associata al ciclo del combustibile nucleare è mantenuta sotto controllo con mezzi tecnici e disposizioni normative e non incrementa i rischi da radiazioni ionizzanti che provengono dalla radiazione naturale di fondo. Questo per dire che per stoccare i rifiuti radioattivi esistono soluzioni provate e affidabili e maturate da numerose esperienze. I processi di gestione sono accompagnati da robusti programmi di ricerca e sviluppo per la minimizzazione dei rischi.

Francesco Troiani, Enea, membro della Commissione tecnica per la sicurezza nucleare e la protezione sanitaria dell'ISPRA

Note
1 TERNA, Dati statistici sull'energia elettrica in Italia 2008, Volume 5 “Produzione” (http://www.terna.it/default/Home/SISTEMA_ELETTRICO/statistiche/dati_statistici.aspx)
2 World Nuclear Association, The Nuclear Fuel Cycle (http://www.world-nuclear.org/info/info03.html)
3 World Nuclear Association, Processing of Used Nuclear Fuel (http://www.world-nuclear.org/info/info69.html)
4 OECD-NEA: Nuclear Energy in a Sustainable Development Perspective. ISBN: 92-64-18278-0 (http://www.nea.fr/globalsearch/search.php)
5 Decreto Legislativo 17 marzo 1995, n. 230.
6 Dati di inventario radiologico nazionale 2007, dell’autorità di controllo (ISPRA). (http://www.isprambiente.it/)

Tratto dalla rivista Quaderni Darwin