| 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
5 RECUPERABILITÀ DEI RIFIUTI RADIOATTIVI
5.1 Generalità
Uno dei principi generali di sicurezza e radioprotezione da applicare ad un deposito definitivo di rifiuti radioattivi è il seguente:
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.
Fermo restando il rispetto e l’applicazione di tale principio, non sembra tuttavia opportuno escludere in assoluto l’eventualità che le future generazioni, per loro libera scelta, e non per assumersi un carico non dovuto, possano decidere di gestire in modo da loro ritenuto più congruo i rifiuti radioattivi contenuti nel deposito.
Per di più, nel corso della fase di esercizio del deposito (la cui durata può arrivare a diverse decine di anni), potrebbe manifestarsi la necessità di eseguire operazioni di manutenzione straordinaria che implichino la momentanea rimozione dei rifiuti.
Per tali ragioni, con riferimento ai rifiuti a bassa e media attività (II categoria), negli ultimi tempi la possibilità di ricuperare i rifiuti (“recuperabilità”) è divenuto uno specifico requisito progettuale per gran parte dei depositi definitivi più recentemente realizzati e/o attualmente in fase di studio. Ad esempio, per quanto riguarda tali rifiuti, in Spagna e in Svizzera la loro recuperabilità è un requisito essenziale ai fini del procedimento di autorizzazione del deposito.
Per i suddetti depositi, in generale si adotta come criterio di progetto per la recuperabilità quello che ne consente l’attuabilità per un periodo di almeno 100 anni.
L’applicazione del criterio di recuperabilità ai depositi di rifiuti ad alta attività e/o a lunga vita media (III categoria) presenta aspetti di maggiore complessità.
Tali depositi, infatti, si trovano a grande profondità all’interno di formazioni geologiche, alcune delle quali (ad esempio le formazioni di salgemma) con spiccate tendenze autosigillanti.
Inoltre, la manipolazione dei colli dei rifiuti in essi depositati è assai delicata sia in termini radioprotezionistici (rischi di dosi non trascurabili), sia in termini pratici (ingombri e masse dei colli, a causa della necessità di protezione dalle radiazioni).
D’altra parte, le formazioni geologiche ospiti presentano, per il fatto stesso di essere state selezionate allo scopo, standard di sicurezza e affidabilità così elevati da far ritenere assai improbabile la necessità di dover ricorrere a soluzioni di deposito ancora migliori.
Ciò nonostante, l’opportunità di assicurare la recuperabilità anche per questa tipologia di rifiuti, sia pure entro un arco temporale necessariamente limitato, è stata oggetto di particolare attenzione in ambito internazionale.
Si segnalano, a tale proposito:
– Il Seminario Internazionale “Retrievability of High Level Waste and Spent Nuclear Fuel”
tenutosi in Svezia nel 1999 a cura dell’IAEA (1);
– La “Concerted Action on Retrievability of Long lived Radioactive Waste in Deep Under- ground Reposirories” della Commissione Europea, 2000 (2);
– Lo studio dell’Agenzia Nucleare (NEA) dell’OECD (2001) dal titolo “Reversibility and Re- trievability in Geologic Disposal of Radioactive Waste – Reflection at the International Level” (3).
Di particolare interesse è lo studio (4) recentemente commissionato dal Governo Olandese ad un raggruppamento di Organismi Nazionali (denominato CORA) a seguito della decisione politica, assunta nel 1993, che stabilisce il rispetto del criterio di recuperabilità anche per il futuro deposito dei rifiuti ad alta attività e a lunga vita.
In tale studio, viene valutata la fattibilità dell’applicazione del criterio di recuperabilità in depositi geologici di rifiuti radioattivi ad alta attività in formazioni di sale o di argilla.
In entrambi i casi, le conclusioni dello studio portano ad confermare la fattibilità tecnica della recuperabilità, anche se a prezzo di non trascurabili complicazioni di progetto e di esercizio, e a costi notevolmente maggiorati; in ogni caso, la recuperabilità può essere garantita solo per al- cune centinaia di anni (tipicamente 100-200 anni).
La recuperabilità, in aggiunta alle motivazioni di carattere etico precedentemente illustrate, permette di conferire al deposito un maggior grado di flessibilità e, particolare non trascurabile, potrebbe anche favorirne l’accettabilità sociale.
Resta comunque inteso che il concetto di recuperabilità deve essere incorporato nei progetti realizzativi del deposito in modo tale da non compromettere minimamente il rispetto dei requisiti di sicurezza e radioprotezione assunti a riferimento per il deposito stesso. In altre parole, un eventuale recupero dei rifiuti deve garantire ai lavoratori e all’attuale e futura popolazione le medesime condizioni di radioprotezione imposte per la fase di messa a dimora.
Ai fini del presente studio, viene preso a riferimento come arco temporale di applicazione del criterio di recuperabilità un periodo di 100 anni a partire dalla data di chiusura del deposito.
5.2 Applicazione del criterio di recuperabilità
La recuperabilità dei rifiuti da un deposito definitivo va esaminata nelle diverse fasi del ciclo di vita del deposito stesso, valutando opportunamente le situazioni che possono determinare la necessità di recuperare i rifiuti e le implicazioni sulla sicurezza.
Premesse necessarie ad un eventuale intervento di recupero, indipendentemente dall’orizzonte temporale, sono:
– la tracciabilità e la mappatura dei rifiuti radioattivi nelle unità di smaltimento in modo da conoscere con esattezza la posizione e il contenuto radioattivo di ogni manufatto;
– il controllo del sistema di isolamento del deposito mediante un sistema di monitoraggio, diretto o indiretto, in grado di rilevare tempestivamente l’insorgenza di qualunque situa- zione anomala di comportamento strutturale e di tenuta dell’opera e della formazione geologica circostante;
– la disponibilità di adeguate strutture di deposito di riserva;
– la garanzia che l’eventuale intervento di recupero non comprometta il rispetto dei requisiti di sicurezza e radioprotezione.
L’impiego di moduli di deposito, contenitori modulari con adeguate caratteristiche di resistenza meccanica, chimica e radiologica, è la soluzione ritenuta più idonea al fine di consentire la recuperabilità dei rifiuti.
5.3 Modulo di deposito
I moduli sono componenti del deposito definitivo progettati e qualificati per assicurare la recuperabilità dei rifiuti radioattivi, oltre che per costituire una ulteriore barriera per l’isolamento dei radionuclidi.
Le caratteristiche principali del modulo rispondono pertanto a criteri generali di:
– ricerca del minor volume complessivo di deposito, tenuto conto delle diverse tipologie di contenitori e/o materiali radioattivi da sistemare all’interno di ciascun modulo, non- ché delle modalità di disposizione all’interno del modulo stesso;
– durabilità, intesa come capacità di mantenimento delle funzioni richieste, sia di tipo strutturale sia radiologico, per l’intero arco temporale entro il quale è prevista l’applicazione del criterio di recuperabilità;
– confinamento dei rifiuti radioattivi (ulteriore barriera ingegneristica) derivante dalla qualità dei materiali impiegati;
– resistenza meccanica adeguata ai carichi di progetto, normali e incidentali;
– movimentazione e sollevamento;
– trasportabilità, in accordo ai requisiti di cui alla normativa IAEA “Regulations for the
Safe Transport of the Radioactive Materials”.
5.4 Il modulo di deposito di riferimento
Ai fini del presente studio, è stato preso come modulo di riferimento il contenitore CBF-K pro- dotto dalla Società francese Sogefibre.
Tale contenitore, la cui dettagliata descrizione è riportata in Appendice 2, presenta le seguenti principali caratteristiche:
– dimensioni esterne : 1,7 x 1,7 x 1,7 m (5 m3)
– dimensioni interne : 1,45 x 1,45 x 1,45 (3 m3)
– spessore minimo delle pareti : 10 cm
– peso a vuoto : 4,3 t
– materiale : cemento rinforzato con fibre metalliche
Questo contenitore è stato qualificato dalle competenti autorità francesi in termini di garanzia di contenimento dei radionuclidi e di resistenza meccanica per almeno 300 anni, ed ha ottenuto la certificazione al trasporto di materiali radioattivi secondo la regolamentazione IAEA (IP-2).
Un contenitore di simili caratteristiche del tipo “Multi Use Container” ha ottenuto la licenza da parte della Nuclear Reguylatory Commission (NRC) degli Stati Uniti come “High Integrity Container”.
5.5 Bibliografia
1. IAEA – TECDOC 1187 – Retrievability of high level waste and spent nuclear fuels –IAEA, Vienna, 2000
2. Commission Project Report EUR 19145 EN “Concerted Action on the Retrievability of Long Lived Radioactive Waste in Deep Underground Repositories”, 2000
3. NEA/OECD - Reversibility and Retrievability in Disposal of Radioactive Waste: Reflections at the International Level – Paris, 2001.
4. TNO-NITG Information (December 2001) : Retrievable disposal of radioactive waste in the Netherlands
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