Scorie radioattive offresi


Le nostre scorie di Uranio 238 in regalo

agli ultimi terrestri dell’anno 4.500.000.000

Anche se quantitativamente non si tratta di grandi masse (ogni reattore nucleare scarta annualmente 60 metri cubi di liquido radioattivo pari a 8 tonnellate) i residui radioattivi delle centrali nucleari non sono cosucce da poco. Basta dire che il Plutonio sopravvive 241.000 anni, l’Uranio 234 245.000 anni, l’Uranio 235 710.000 e l’Uranio 238 ha una vita di 4 miliardi e mezzo di anni: assisterà probabilmente alla morte del Sole attesa tra 5 miliardi di anni. Quindi le scorie radioattive sono una nostra eredità in aumento nel mondo, che risulterà certamente gradita a tutte le future generazioni che abiteranno la Terra.

Al di là della costruzione o meno di nuove centrali nucleari (se passerà il SI al referendum del 12 e 13 giugno per i prossimi 5 anni i governi italiani non potranno programmare la ripresa del nucleare e in seguito dovranno comunque tener conto dei due giudizi espressi dalla popolazione nei referendum del 1987 e del 2011) nel nostro Paese esiste già il problema delle scorie radioattive: non solo quelle prodotte da ospedali e centri di ricerca, ma soprattutto quelle delle 4 centrali nucleari dismesse. Scorie per le quali non esiste ancora a livello mondiale la certezza di uno stoccaggio definitivo e sicuro per sempre.

Centrali nucleari dismesse

GARIGLIANO (Fr) – reattore di 160 mW, fermato nel 1978). Il sito stocca 2.200 metri cubi di scorie radioattive.

CAORSO (Pc) – reattore di 860 mW, fermato nel 1987. Il sito stocca 1.880 metri cubi di scorie radioattive più 187 tonnellate di elementi di combustibile irraggiato.

LATINA – reattore di 210 mW di potenza, fermato nel 1986. Il sito stocca 900 metri cubi di scorie radioattive.

TRINO VERCELLESE (Vc) – reattore di 270 mW, fermato nel 1987. Nel sito 780 metri cubi di scorie radioattive e 14,3 tonnellate di elementi di combustibile irraggiato (esaurito).

Depositi di scorie radioattive

Gli attuali 3 depositi che contengono 235 tonnellate di scorie radioattive si trovano: in Basilicata a Trisaia (Mt), nel Lazio a Casaccia (Rm) e in Piemonte a Saluggia (Vc). Si calcola che l’ammontare complessivo dei rifiuti radioattivi stoccati in Italia sia di 90.000 metri cubi: tra questi anche i rifiuti ospedalieri che hanno comunque una vita di alcune centinaia di anni.

Nonostante siano trascorsi 24 anni dalla chiusura delle centrali nucleari italiane, non è ancora iniziato il loro smantellamento. Trino Vercellese sarà la prima ad essere smantellata dopo il 2013 e le 2.000 tonnellate di scarti radioattivi presenti verranno portate all’estero (dove?).

Nel gennaio 2003 Giancarlo Ventura dell’ENEA firmava questo studio ENEA-  Sistema Informativo Geografico per il sito del Deposito Nazionale dei Materiali Radioattivi che si trova su Internet (http://www.archivionucleare.com/index.php/2007/11/21/deposito-nazionale-studi-sogin-enea/).

Si tratta di uno studio di massima su come individuare la compatibilità dei luoghi ad ospitare le scorie radioattive prodotte dalle centrali nucleari. Eccone alcuni stralci che fanno capire come le stesse autorità attribuiscano a queste scorie sigillate in appositi contenitori stagni, un elevato rischio di radioattività.

Al termine del processo di identificazione tramite GIS delle aree potenzialmente idonee alla localizzazione di un deposito di tipo superficiale, si è giunti ad una lista di 28 siti che non presentano condizioni di esclusione e possiedono buoni requisiti di idoneità. A questi siti si aggiungono, quali aree potenzialmente idonee, altre 5 possibili localizzazioni. Quest’ultime provengono da studi pregressi e sono state individuate con i criteri di esclusione non del tutto coincidenti con quelli delle analisi GIS…

Si rammenta a questo proposito che alcuni criteri di esclusione sono un semplice strumento di elaborazione dei dati da utilizzare per favorire la ricerca di aree favorevoli (es. la distanza dai centri abitati). Altri criteri, legati a caratteristiche o processi rilevanti per la sicurezza del deposito (es. l’alluvionabilità dell’area o l’instabilità dei versanti) determinano l’effettiva esclusione di un’area. Per tale motivo possono risultare idonee anche aree diverse da quelle individuate con la procedura GIS…

In sintesi, un sito viene ritenuto idoneo se, in qualsiasi condizione di evoluzione del sistema deposito-ambiente, anche di tipo incidentale, la dose conseguente alla migrazione dei radionuclidi non supera i limiti fissati dalla legge. Ne consegue che l’effettiva verifica dell’idoneità di un sito può essere effettuata solo a valle di indagini di caratterizzazione di grande dettaglio e dopo aver sviluppato il progetto esecutivo dell’impianto e stabilito con esattezza il “carico radiologico” del deposito. Nella attività di analisi territoriale per la selezione delle aree non si può quindi andare oltre la verifica di larga massima della presenza e dell’entità di fattori che potenzialmente possono rendere non trascurabile l’impatto radiologico del sistema…

La funzione di barriera svolta dalla geosfera è legata alla vulnerabilità ambientale del sito, che può essere definita come la proprietà del sito di trasferire radionuclidi alla biosfera a seguito del rilascio degli stessi da parte del deposito. La vulnerabilità del sito è una caratteristica intrinseca dello stesso, ed è funzione delle proprietà geologiche, idrogeologiche, geochimiche, geotecniche e meteo-climatiche del sito; esse nel loro complesso determinano il grado di inibizione alla migrazione dei radionuclidi del deposito.

Definite le specifiche tecniche del deposito e l’inventario dei materiali radioattivi in esso contenuti, ciascun sito è caratterizzato da una propria vulnerabilità, misurabile attraverso la quantità di radionuclidi trasferibili alla biosfera in conseguenza di un ipotizzato rilascio degli stessi nell’ambiente e quindi della dose trasferita direttamente e indirettamente all’uomo…

 

IDENTIFICAZIONE DEI SITI PROPONIBILI

Sulla base delle considerazioni precedentemente esposte, si sta procedendo allo sviluppo di una procedura che, per ciascun sito, a fronte di un’analisi preliminare di sicurezza, non vuole individuare un valore deterministico, e quindi univoco, della dose all’uomo, ma indica, in termini probabilistici, il grado della potenziale idoneità.

Infatti a causa della non univocità dell’input del modello si può ottenere, come output, una distribuzione di valori della dose, il cui andamento è determinato anche dell’incertezza associata ai parametri di input. La distribuzione della dose sarà tale che all’aumentare del grado di conoscenza dei parametri del sistema deposito-sito, la dispersione attorno al valore medio si restringe. Nel caso limite, ossia in condizioni di conoscenza deterministica dell’input, la distribuzione della dose si restringe ad un unico valore, che coincide con quello ottenuto su basi deterministiche…

CONCLUSIONI

Pertanto possono esistere, ad esempio, altre aree potenzialmente idonee oltre i 600 m s.l.m., o possono essere considerate adatte aree con superficie inferiore a 300 ha, ecc..

Ciò dipende anche dal fatto che anche i criteri adottati per l’identificazione delle aree sono quelli applicabili utilizzando dalle informazioni disponibili a scala nazionale. In ogni caso le aree individuate possono indicare le zone dove indirizzare con priorità la ricerca dei siti idonei e il sistema informativo è adeguato per ripercorrere la procedura di selezione delle aree nel caso fosse necessario modificare i criteri di esclusione o venissero resi disponibili ulteriori dati e cartografia tematica per indagini a scala nazionale.

Alla data odierna la selezione è concentrata su 33 siti. I siti in esame hanno superato il vaglio di tutti i criteri d’esclusione, adottati rispettando le indicazioni del Gruppo di Lavoro “destinazione dei rifiuti radioattivi” della Sezione Nucleare della Commissione Grandi Rischi del Dipartimento della Protezione Civile. Essi rispettano altresì le indicazioni della Guida Tecnica N° 26 dell’ENEA/Disp (oggi APAT) nonché quelle fornite dall’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (IAEA) (“Siting of near surface disposal facilities” – Safety Series N° 111-G3.1, 1994).

Un’ulteriore riduzione del numero dei siti individuati potrebbe essere operata definendo criteri d’esclusione aggiuntivi o adottando metodi comparativi (definiti e discussi a livello internazionale, ma non applicati finora a tal fine, se non a titolo esemplificativo) basati su una stima previsionale delle prestazioni a lungo termine dell’installazione. Le metodologie ad hoc sono state acquisite e possono essere rese operative.

Rispetto all’ipotesi alternativa di localizzare il deposito in sotterraneo a debole profondità (celle in gallerie ricavate all’interno di rilievi preferibilmente argillosi), alcuni dei siti già individuati sono adatti ad entrambe le soluzioni. Ulteriori siti idonei alla sola opzione galleria possono emergere dall’analisi territoriale da poco avviata, che potrà dare le prime indicazioni entro l’anno in corso.

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