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Il documento presente in questa pagina è
la relazione integrale e originale (escluse le appendici finali e
le note a pie' di pagina) effettuata dalla Sogin per la
localizzazione del sito unico nazionale per la raccolta delle scorie
nucleari.
(elaborato PDN RT 002 - Rev. 0
- Pag. totali 114)
per le appendici finali della relazione integrale
e originale effettuata dalla Sogin
per conoscere il parere su tale studio
espresso dal Presidente del C.N.R. - prof. Carlo Rubbia - in Commissione
Ambiente alla Camera dei Deputati in data 25.11.03
STUDIO PER LA
LOCALIZZAZIONE DI UN SITO PER IL DEPOSITO NAZIONALE CENTRALIZZATO DEI
RIFIUTI RADIOATTIVI
SOMMARIO
1
-
Premessa
2 -
Indirizzi
istituzionali
3 -
Studi e ricerche pregresse in ambito nazionale
4 -
Criteri
generali di sicurezza
5 -
Recuperabilità
dei rifiuti radioattivi
6 -
Inventario dei
rifiuti radioattivi di II categoria
7 -
Inventario dei
rifiuti radioattivi di III categoria
8 -
Metodologia di selezione di un sito profondo in
formazione salina
9 -
Applicazione
della procedura della selezione del sito
10 -
Caratteristiche
sismiche e gro-idrologiche del sito di Scanzano Jonico
11 -
Caratteristiche
ambientali e territoriali dell'area di Scanzano Jonico
12 -
Piano
preliminare di validazione della scelta del sito
13 -
Conclusioni
4 CRITERI
GENERALI DI SICUREZZA
4.1 Riferimenti
I criteri di sicurezza e radioprotezione relativi al deposito definitivo
dei rifiuti radioattivi, qui di seguito enunciati, fanno diretto
riferimento alla normativa nazionale (1-3), alle normative vigenti nei
paesi industriali dotati della normativa più avanzata in campo nucleare
(4-9), nonché alle raccomandazioni emesse dalle più autorevoli
organizzazioni internazionali del settore (10-28).
Si può pertanto affermare che su tali criteri esiste un largo e
consolidato consenso in ambito internazionale.
4.2 Fasi operative caratteristiche del deposito
definitivo
Le fasi operative caratteristiche di un deposito definitivo di rifiuti
radioattivi sono le seguenti:
– la fase di sviluppo, durante la quale sono svolte le attività di
studio preliminare, di selezione del sito, di progettazione
dell’impianto, di definizione dei criteri di accettabilità dei rifiuti
radioattivi ammessi allo smaltimento;
– la fase di realizzazione dell’impianto, con la preparazione del sito,
la costruzione dei fabbricati e degli impianti;
– la fase di esercizio, che comprende la ricezione dei rifiuti e la loro
disposizione nel deposito, la gestione del sistema di monitoraggio dei
rilasci;
– la fase di chiusura finale, che ha lo scopo di fornire una
configurazione definitiva al deposito;
– il rilascio del sito.
In ciascuna delle fasi si deve dimostrare e confermare la rispondenza
del sistema agli obiettivi specifici di sicurezza per la protezione dei
lavoratori, della popolazione e dell’ambiente.
4.3 Obiettivo fondamentale di sicurezza e
radioprotezione per la gestione dei rifiuti radioattivi
L’obiettivo fondamentale di sicurezza e radioprotezione per la gestione
dei rifiuti radioattivi, di tutte le tipologie (II categoria, III
categoria, combustibile irraggiato se considerato rifiuto) è il
seguente:
In tutte le attività inerenti alla gestione dei rifiuti radioattivi deve
essere garantita la protezione dell’uomo e dell’ambiente, a breve e a
lungo termine, e non devono essere imposti alle future generazioni
carichi non dovuti.
4.4 Principi generali di sicurezza e
radioprotezione relativi al deposito definitivo
L’obiettivo fondamentale sopra ricordato, se applicato al deposito
definitivo dei rifiuti radioattivi, comporta il rispetto dei principi
generali e dei criteri operativi enunciati qui di seguito:
1° Le dosi aggiuntive, sia individuali che collettive, causate dal
deposito definitivo alla popolazione esistente e alle future
generazioni, dovranno essere mantenute al livello più basso
ragionevolmente ottenibile, tenuto conto dei fattori economici e sociali
(Principio
ALARA, As Low As Reasonably Achievable).
2° Il deposito definitivo dei rifiuti radioattivi deve garantire la
protezione dell’ambiente.
3° Il grado di isolamento dei rifiuti radioattivi deve essere tale che
non possano essere previsti in futuro rischi per la salute dell’uomo, o
conseguenze per l’ambiente, che oggi non sarebbero ritenuti accettabili.
4° La generazione che ha usufruito dei benefici delle attività che hanno
prodotto i rifiuti radioattivi deve risolvere la problematica del
deposito definitivo di tali rifiuti con i più elevati standard di
sicurezza disponibili, in modo che nessun carico indebito debba essere
trasferito alle future generazioni.
5° Fino al completamento della fase di controllo istituzionale, deve
essere possibile il recupero dei rifiuti dal deposito nel sito di
smaltimento, garantendo ai lavoratori, alla attuale generazione e a
quelle future, nonché all’ambiente, le medesime condizioni di protezione
di quelle della fase di esercizio.
6° Le informazioni essenziali relative al deposito definitivo devono
essere conservate anche successivamente alla fase di controllo
istituzionale, al fine di evitare il rischio di in- debite intrusioni o
di improprie riutilizzazioni del sito.
Tali principi e criteri sono applicabili sia per i rifiuti di II
categoria che per quelli di III categoria
(per questi ultimi, si rimanda, per opportuno confronto, ai principi e
criteri dell’IAEA riportati in Appendice1), anche se alcuni di essi sono
particolarmente specifici, come ad esempio:
– il “controllo istituzionale” che si effettua sui depositi
ingegneristici per i rifiuti di II catego- ria dopo la chiusura
definitiva allo scopo di verificare la tenuta del sistema di confina-
mento e di assicurare la protezione contro le intrusioni;
– il controllo di sottocriticità per i rifiuti di III categoria
contenenti materie fissili.
4.5 Criteri operativi di sicurezza e
radioprotezione
Per l’applicazione dei suddetti principi generali, è necessario che
siano rispettati i seguenti crite- ri operativi di sicurezza e
radioprotezione:
A. La ricettività radiologica del sito deve essere adeguata a consentire
nelle condizioni di massima sicurezza lo smaltimento dell’intero
inventario nazionale dei rifiuti radioattivi.
B. Nelle fasi di esercizio, chiusura e controllo istituzionale del
deposito definitivo, la dose per i lavoratori e per la popolazione deve
essere mantenuta entro i vincoli previsti dalla normativa vigente, nel
rispetto dei seguenti obiettivi di progetto:
– Gruppo critico della popolazione:
- In condizioni normali: 10 µSv/anno
- In condizioni incidentali: 1 mSv/anno
– Lavoratori:
- In condizioni normali: 5 mSv/anno
- In condizioni incidentali: 20 mSv/anno
C. Nel periodo successivo alla fase di
controllo istituzionale, per qualsiasi arco temporale considerato, la
dose efficace ricevuta dall’individuo appartenente al gruppo critico
della popolazione non deve eccedere:
– per condizioni di normale evoluzione: 10 µSv/anno
– per scenari anomali, associati al verificarsi
di eventi e processi improbabili: 100 µSv/anno
D. La sicurezza a lungo termine del deposito definitivo deve essere
garantita da un sistema di barriere multiple del quale fanno parte la
matrice e il contenitore del rifiuto radioattivo, le varie barriere
ingegneristiche e le barriere assicurate dalle caratteristiche naturali
del sito.
E. Il deposito per rifiuti radioattivi deve essere progettato in modo
tale che i rifiuti contenenti materie fissili siano sistemati in modo
tale da garantire una configurazione intrinsecamente sottocritica.
F. La rispondenza dell’intero sistema di deposito con gli obiettivi di
sicurezza e radioprotezione deve essere dimostrata per mezzo di analisi
di sicurezza specialistiche (“safety assessment”) basate su modelli il
più possibile validati.
G. Il deposito definitivo deve garantire la conformità con i requisiti
di tipo non radiologico per i rifiuti che presentano anche un rischio di
natura chimico-biologica e che rientrano quindi nella categoria dei
rifiuti tossico-nocivi.
H. Si deve prevedere un periodo di controllo istituzionale sul deposito,
successivo alla sua chiusura, per controllare eventuali mancanze del
sistema di confinamento e per assicurare la protezione contro le
intrusioni.
I. Deve essere predisposta una opportuna raccolta di selezionate
informazioni relative al deposito definitivo, incluse localizzazione,
progetto e rifiuti in esso smaltiti, da conserva- re su supporto
opportuno, in modo tale da poter mantenere la memoria storica del deposito
stesso anche dopo il termine della fase di controllo istituzionale.
4.6 Considerazioni sui limiti di dose efficace
Il limite di dose efficace per il lungo termine di 10 µSv/anno, citato
nel paragrafo precedente (criteri B e C) e riportato nella tabella 2.1,
è imposto dall’attuale normativa italiana come limite al di sotto del
quale si può ritenere che la pratica che determina l’esposizione non
abbia rilevanza radiologica (D.L.vo 26 maggio 2000, n. 241, Allegato 1,
“Criteri di non rilevanza radiologica delle pratiche”, in applicazione
della Direttiva 96/29 Euratom, Allegato I, paragrafo 3).
Il suddetto limite è tuttavia inferiore a quello assunto come
riferimento per la realizzazione e la gestione dei depositi definitivi
per i rifiuti radioattivi di bassa e media attività già operativi in
ambito internazionale (vedasi tabella 2.2).
In aggiunta, la Commissione Internazionale per la Protezione Radiologica
(ICRP), l’organismo internazionale più autorevole e rispettato nel
settore specifico, nella sue pubblicazioni N. 77 (1997) e N. 81 (1998)
relative ai depositi definitivi per i rifiuti radioattivi, stabilisce
tale limite a 300 µSv/anno.
Identica valutazione è riportata nella bozza dell’agosto 2003 della
guida IAEA “Geological Disposal of Radioactive Waste – Draft Safety
Requirements” di imminente pubblicazione.
Il rispetto integrale e incondizionato del limite di 10 µSv/anno
previsto dall’attuale normativa italiana rischia pertanto di introdurre
vincoli troppo restrittivi per il deposito definitivo nazionale, in
considerazione della quantità e della qualità dei rifiuti radioattivi ad
esso destinati.
Si ritiene pertanto di mantenere il limite di dose di 10 µSv/anno per
gli scenari di normale evoluzione, elevando tale limite a 100 µSv/anno
per scenari di tipo anomalo o associati al verificarsi di eventi e
processi con probabilità di accadimento più ridotta.
4.7 Bibliografia
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Roma – 31 agosto
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5. REGLE N. I-2 - Conception Générale et Principes Généraux – Objectives
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long term aspects – June 1987 (normativa ca- nadese).
10. IAEA – Safety Standard Series - Siting of Near Surface Disposal
Facilities, IAEA safety Se- ries No. 111-G-3.1 -IAEA, Vienna, 1994.
11. IAEA - Safety Standard Series – Near Surface Disposal of Radioactive
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12. IAEA - Safety Standard Series – Safety Assessment for Near Surface
Disposal of Radioac- tive Waste – SAFETY GUIDE – No. WS-G-1.1 – IAEA,
Vienna, 1999.
13. IAEA – Safety Standard Series - The Principles of Radioactive Waste
Management, Safety
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14. IAEA – Technical Report Series no. 412 – Scientific and Technical
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15. IAEA – Safety Series N° 99 – Safety Principles and Technical
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16. IAEA – Safety Series N° 111-G-4.1 – Siting of Geological Disposal
Facilities – IAEA, Vienna,1994
17. IAEA – TECDOC 1187 – Retrievability of high level waste and spent
nuclear fuels – IAEA, Vienna, 2000
18. IAEA – TECDOC 1282 – Issues relating to safety standards on the
geological disposal of radioactive waste – IAEA, Vienna, 2002
19. IAEA – DS 154 – Geological disposal of radioactive waste – Draft
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20. ICRP 46 – Radiation Protection Principles for the Disposal of Solid
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21. ICRP 60 – Recommendations of the International Commission on
Radiological Protection – Annals of the ICRP – Volume 21 N. 1-3,
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Radioactive Waste – Annals of the ICRP – Volume 27 – Pergamon Press,
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23. ICRP 81 – Radiation Protection Recommendations as applied to the
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Solid Radioactive waste - Annals of the ICRP – Volume 28/4 – Pergamon
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24. NEA/OECD - Reversibility and Retrievability in Disposal of
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25. EUR 14598 IT – Evacuazione dei rifiuti radioattivi: criteri
raccomandati per un sito di deposito – Serie Euradwaste n.6 – CEE,
Bruxelles, 1992.
26. 1999/829 EURATOM – Raccomandazione della Commissione del 6 Dicembre
1999 sull’applicazione dell’articolo 37 del Trattato EURATOM per lo
smaltimento dei rifiuti radioattivi.
27. Proceedings of the International Symposium on Radioactive Waste
Disposal : “Health and
Environmental Criteria and Standards” – Stockholm, 1998.
28. Proceedings of the International Conference on “Record Management
and Long Term Pres- ervation and Retrieval of Information regarding
Radioactive Waste” – Roma, Gennaio 2003.
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