| Il GIS (Sistema Informativo Geografico) per l’individuazione di aree potenzialmente idonee alla localizzazione del Deposito Nazionale dei Materiali Radioattivi - GSP3-SITO
(Sintesi) - (Attività al Gennaio 2003)
Nello stesso 1996 l'ENEA, per dare seguito alle indicazioni della Commissione Grandi Rischi, costituì una Task Force per il Sito Nazionale di Deposito dei Materiali Radioattivi (Task Force SITO), incaricata di intraprendere le azioni di natura progettuale e sitologica dirette alla individuazione e qualificazione di un sito idoneo ad ospitare il deposito, incluso quello per l'immagazzinamento temporaneo di lungo periodo dei rifiuti ad alta attività, ed alla progettazione del sistema.
Nel 2002 la TaskForce ENEA fu denominata "Grande Servizio Paese 3 - Sito" (GSP3 - SITO) e la direzione fu affidata a Gianpiero Santarossa. Da allora le attività pratiche si sono ridotte, lavorando più sugli aspetti normativi. Gianpiero Santarossa è stato direttore fino a circa giugno 2003 (è andato in pensione) ed è stato sostituito dal Direttore Generale ad interim. Da allora in pratica le attività si sono fermate.
Nello stesso 2003 tutta la materia "nucleare" è stata sfilata dall' ENEA e dall' ENEL e affidata alla SOGIN di Carlo Jean, che nelle successive decisioni adottate non ha per nulla tenuto conto delle conclusioni dell' ENEA.
Di seguito è riportato il resoconto delle analisi territoriali in ambiente GIS effettuate dal GSP3-SITO. Vi si illustra la procedura usata per definire i criteri d’esclusione per la localizzazione del Deposito, il loro utilizzo e i risultati conseguiti.
1. Sommario 2. Introduzione 3. Pianificazione concettuale e procedurale per la valutazione del territorio 4. Analisi del territorio a scala nazionale 5. Analisi del territorio a scala regionale e locale 6. Classificazione e vaglio delle aree non escluse 7. Conclusioni
6. Classificazione e vaglio delle aree non escluse 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 fanno 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.
Nel prossimo futuro si potrà rendere necessaria,in funzione delle indicazioni che la
normativa in materia di selezione dei siti vorrà fissare, una anche notevole riduzione del numero delle aree da prendere in considerazione per la selezione di un solo sito.
L’ ulteriore vaglio delle aree può essere effettuato con criteri di opportunità combinati o meno con una verifica preliminare dei requisiti di idoneità. A tale scopo, e in linea con le esperienze degli altri Paesi, si può utilizzare la tecnica del Performance Assessment (PA).
Questa tecnica richiede la modellazione matematica di tutti i processi di evoluzione del sito nelle possibili situazioni e condizioni che possono determinare una migrazione dei radionuclidi dal deposito e la possibile esposizione di un individuo o una popolazione anche nel lontano futuro. Per agevolare la sua applicazione la IAEA e la NEA hanno predisposto delle liste di caratteristiche, eventi e processi, detti FEPs (Features, Events & Processes) da prendere a riferimento nella applicazione della procedura di PA al fine di evitare di trascurare elementi che possono assumere rilevanza nel trasferimento della radioattività dal deposito alla biosfera e quindi all’uomo.
Per questo lavoro è stata utilizzata la International FEP List (Versione 1.0) della IAEA che contiene 141 voci strutturate su 3 livelli:
1. Fattori esterni: caratteristiche dell’impianto; processi ed eventi geologici, processi ed eventi climatici; azioni umane future;
2. Sistema di deposito: rifiuti e barriere ingegneristiche; ambiente sotterraneo; ambiente di superficie; comportamento umano;
3. Fattori inerenti la contaminazione: caratteristiche dei contaminanti; fattori di rilascio e migrazione; fattori di esposizione dell’uomo.
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.
6.1. Tecniche e procedure di valutazione
All’avvio delle verifiche sulle aree selezionate si è proceduto anche alla valutazione della
rilevanza che ciascun FEP assume in ogni area potenzialmente idonea. Questa procedura è
in avanzata fase di valutazione e, nella versione in corso di sperimentazione, viene
utilizzata per attribuire ad ogni area selezionata un indice di idoneità potenziale. Questo
indice si calcola come somma di altri due indici: l’ indice di sicurezza e l’ indice di
inserimento ambientale.
L’indice di sicurezza deriva dalla valutazione dei fattori fisici e dalle caratteristiche del
deposito e dell’ambiente che hanno rilevanza nel calcolo della dose. L’indice di
inserimento territoriale deriva dalla valutazione dei fattori che possono condizionare i costi
sia di realizzazione che di esercizio degli impianti e delle altre infrastrutture e che hanno
rilevanza nell’impatto ambientale.
L’ indice di idoneità potenziale è dato dalla relazione: I < I ps < I p dove I ps rappresenta l’indice di sicurezza, derivante dai fattori fisici, ed è dato a sua volta dalla relazione:
 nella quale p i rappresenta il punteggio associato ai singoli parametri e w i
il relativo peso. I p rappresenta invece l’indice di inserimento territoriale e ha la stessa struttura dell’indice I ps. Per il calcolo dei pesi dei fattori dell’indice di sicurezza si è voluto adottare una
metodologia che fosse in grado di ridurre al minimo, almeno in questa fase dello studio, le considerazioni di tipo soggettivo. Tale metodologia è stata basata sulla creazione di un modello di calcolo della dose per un “sito tipo” che rispecchia le caratteristiche geomorfologiche e idrogeologiche delle aree selezionate. La valutazione della rilevanza dei fattori viene effettuata stimando, in prima approssimazione, per una configurazione standard delle strutture di deposito e di vie di ritorno alla biosfera dei radionuclidi, il peso che ciascun FEP assume nella formazione della dose. Ciò mediante una procedura statistica che individua il peso da assegnare al fattore rispetto alla variazione dell’intensità della dose e del tempo di picco che viene a determinarsi, a seguito della variazione del fattore dalle condizioni del modello standard.
Per quanto riguarda l’indice di inserimento ambientale si può procedere alla attribuzione dei punteggi tramite le funzioni GIS ed è basato su considerazioni rispetto, ad esempio, alla facilità di reperimento di materie prime, di aziende costruttive, di abitazioni libere per il personale addetto alla gestione del deposito e di presenza di servizi del terziario. Tale indice può inoltre qualificare l’area in termini di accessibilità stradale e ferroviaria.
In diverse esperienze di ricerca dei siti in altri Paesi (es. Stato di New York e Australia) il processo di siting è basato, come nel nostro caso, sull’applicazione di criteri di esclusione e successivamente sull’impiego di una procedura di pesi e punteggi associati ai fattori geoambientali e socio-economici delle aree.
Ogni procedura a pesi e punteggi è fortemente condizionata dal dettaglio delle informazioni disponibili e viene messa a punto per consentire il confronto delle aree favorevoli. Si può giungere alla identificazione di un numero ristretto di siti da scegliere tra quelli con punteggio più alto.
Ma la soggettività che necessariamente deve essere inserita nella scelta dei pesi e dei punteggi limita fortemente l’utilizzo del metodo e ne è testimonianza la sospensione del processo di siting, come ad esempio, nello Stato di New York.
La scelta dei pesi e dei punteggi è delegata a gruppi di esperti che stabiliscono i valori da assegnare a ciascuno dei fattori identificati per la valutazione del sito. Le scelte derivano principalmente dalla esperienza degli esperti per l’impossibilità di effettuare indagini di grande dettaglio nella fase di ricerca delle aree su vasta scala.
In Australia il metodo dei pesi e dei punteggi viene impiegato solo nella prima fase del siting. Successivamente si effettua un ulteriore vaglio delle aree individuate sulla base di indagini in situ e con simulazioni preliminari della diffusione dei radionuclidi nella geosfera.
Vista la oggettiva limitazione della metodologia dei pesi e punteggi è stata tentata la
codifica di una metodologia alternativa che comporta una sostanziale riduzione della
soggettività da utilizzare nel colmamento delle lacune conoscitive sulle caratteristiche del sito che influenzano la valutazione dell’evoluzione nel tempo delle caratteristiche delle barriere naturali ed artificiali.
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 trasferit a direttamente e indirettamente all’uomo. Pertanto un sito è tanto più idoneo, quanto più è bassa la sua vulnerabilità.
La vulnerabilità è valutabile tramite la procedura di Performance Assessment che è stata concepita per definire il comportamento del deposito in termini di rilascio dei radionuclidi nella biosfera, al fine di dimostrare con ragionevole assicurazione che l’ambiente e gli esseri umani siano protetti dalla contaminazione radioattiva per tutto il periodo di attività dei rifiuti.
Per l’analisi di sicurezza, anche se preliminare, è necessario che i dati di input del modello, ossia il termine sorgente della ipotetica contaminazione e i parametri geo-ambientali, siano ricavati dai dati sperimentali.
Per le aree in studio, data la mancanza di informazioni di dettaglio, evidentemente i valori di tali parametri non possono essere definiti univocamente. Di conseguenza a ciascun parametro richiesto dal modello concettuale del sito, deve essere associato un intervallo di valori e possibilmente una distribuzione di frequenza, ovviamente non casuali ma definiti sulla base dell’informazione di cui si dispone.
6.2. Identificazione dei siti probabili
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 (vedi Fig. 12). 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.
Nota, in quanto output del modello, la frequenza di distribuzione della dose, è possibile definire un valore limite della dose e valutare la probabilità che tale limite venga superato (vedi Fig.13).
 Fig.12 Funzioni di densità di probabilità della dose annua. Al diminuire della incertezza sui dati di input del modello, diminuisce la dispersione della dose attorno al valore medio  Fig.13 Funzione di distribuzione della dose annua. Considerato un valore limite di dose (Ds), la funzione di distribuzione consente di determinare la probabilità che la dose annua sia ? Ds oppure che sia >Ds
Con tale tecnica la distribuzione di dose ottenuta, non caratterizza soltanto le proprietà geoambientali del sito, ma anche il grado di conoscenza che di esse si ha.
Si confida nel fatto che, dato il numero relativamente elevato di siti da confrontare, si possano ottenere distribuzioni di dose da cui individuare delle classi omogenee di siti. In tale circostanza, ai siti appartenenti alla stessa classe, si può associare uno stretto intervallo di probabilità che la dose superi una stabilita dose limite opportunamente fissata per selezionare le aree.
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