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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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