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scorie nucleari · Nicola Cerullo - Guglielmo Lomonaco - Vincenzo Romanello ·
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INTRODUZIONE ·
CLASSIFICAZIONE DELLE
SCORIE NUCLEARI ·
condizionamento
dei rifiuti di seconda e terza categoria ·
depositi
per i rifiuti di seconda categoria ·
radiotossicità
eD equivalente di dose ·
RIFIUTI DI TERZA
CATEGORIA ·
livello
di miniera e pericolosità nel tempo delle scorie ·
barriere
naturali ed ingegneristiche per i rifiuti di terza categoria
· CONCLUSIONI ·
Bibliografia INTRODUZIONE L’energia nucleare, con una percentuale di produzione elettrica nel mondo pari al 17% (24% nei paesi OECD, 35% nell’Unione Europea) riduce annualmente l’immissione di 2.4 miliardi di tonnellate di anidride carbonica [1] nell’atmosfera (la cui concentrazione è aumentata sensibilmente nell’ultimo secolo [2]), costituendo altresì una forma di energia abbondante, poco soggetta alle fluttuazioni dei mercati, e rispettosa dell’ambiente Prodotto
della fissione del combustibile nucleare sono le cosiddette scorie nucleari. Con tale termine si
intende indicare il combustibile che giunto alla fine del proprio ciclo di
vita deve essere smaltito. CLASSIFICAZIONE DELLE SCORIE NUCLEARI Bisogna tenere innanzitutto presente che i rifiuti nucleari vengono suddivisi in tre grandi categorie: · basso livello: sono i più
abbondanti e scarsamente pericolosi (ad esempio il materiale sanitario usato
nella medicina nucleare, gli indumenti usa e getta forniti in una visita ad
un impianto nucleare, etc.) che costituiscono il 90% delle scorie prodotte ma
contengono solo l’1% della radioattività · medio livello: sono costituiti, ad
esempio, dalle guaine degli elementi combustibili del reattore; richiedono
una schermatura, ma costituiscono solo il 7% delle scorie (e contengono il 4%
della radioattività) · alto livello: costituiscono il 3%
delle scorie ma contengono il 95% della radioattività e sono i più pericolosi
a lungo termine. Il
caso più semplice è ovviamente quello dei rifiuti a basso livello. Per essi
si tratta la problematica si riduce a mantenerli in deposito, anche presso
gli stessi siti ove sono stati prodotti, per i pochi anni (al massimo)
necessari al loro decadimento, prima di smaltirli come rifiuti convenzionali,
tenendo conto delle loro eventuali altre caratteristiche di pericolosità[3]. condizionamento dei rifiuti di
seconda e terza categoria
Per
i rifiuti della seconda[3] e della terza categoria, a valle del trattamento
con il quale si riduce il loro volume, ad esempio comprimendoli, la prima
operazione da compiere è il condizionamento, che consiste (come verrà
meglio dettagliato in seguito) nell’inglobare (o, nel caso di liquidi,
solidificare) i rifiuti all’interno di una matrice solida, tipicamente
cemento o, per una piccola parte, la più calda, di quelli della terza
categoria, vetro. Con questa operazione, la radioattività resta imprigionata
in una massa inerte, che costituisce una prima barriera tra la radioattività
stessa e l’ambiente. La qualità dei manufatti ottenuti con il condizionamento
deve rispondere a precisi standard, che vengono verificati attraverso prove,
ad esempio, di resistenza alla compressione, al calore, alle stesse
radiazioni, alla lisciviazione in caso di eventuale presenza di acqua,
circostanza che viene comunque prevenuta attraverso opportuni provvedimenti
riguardanti il deposito. I rifiuti condizionati possono essere posti in due
tipologie di depositi: · depositi di tipo ingegneristici:
costituiti cioè esclusivamente da strutture fabbricate · depositi di tipo geologico:
realizzati in formazioni profonde, ad esempio argillose o saline, la cui
storia è tale da dare garanzie sulla loro stabilità futura, per tempi,
appunto, geologici. depositi
per i rifiuti di seconda categoria
I
depositi ingegneristici sono adatti ad ospitare i rifiuti radioattivi della
seconda categoria e sono costituiti da celle in cemento armato, edifici
realizzati in superficie o a livello immediatamente sub-superficiale. La
Figura 1 mostra un esempio di schema di una
cella di un deposito superficiale.
Figura 1 Figura 2 Le
loro caratteristiche costruttive sono tali da garantire l’isolamento dei
rifiuti per alcune centinaia di anni, quelli necessari al loro decadimento. Nella
soluzione da considerare migliore [3], i rifiuti, preventivamente cementati
all'interno di fusti metallici, non vengono posti direttamente nelle celle,
ma con essi vengono preliminarmente confezionati dei “moduli”, contenitori
anch’essi di cemento armato, al cui interno si dispone un certo numero di
fusti, riempiendo quindi gli interstizi con ulteriore malta cementizia
(Figura 2). In
tal modo, rispetto all’ambiente esterno si realizzano altre due barriere,
costituite rispettivamente dal modulo e dalla cella di deposito. Al
deposito può essere conferita una robustezza tale da renderlo resistente,
oltre che agli eventi naturali, anche a possibili atti di terrorismo. Al
di sotto della cella vengono disposti sistemi di raccolta dei drenaggi, dove
si convoglierebbero le eventuali infiltrazioni di acqua. Il campionamento di tale
acqua consentirebbe di rilevare, nel caso (altamente improbabile) dovesse
esservi, la presenza di radioattività e quindi di intervenire. Con depositi
di questo tipo possono infatti essere ottenuti elevati livelli di
reversibilità, con la possibilità quindi di recuperare, ove se ne ravvisasse
la necessità, moduli danneggiati per effettuare le opportune azioni di
ripristino. I rifiuti non sono insomma abbandonati nell’ambiente, ma su di
essi viene esercitata una sorveglianza per verificare l’assenza di anomalie,
fino a che il contenuto residuo di radioattività non scenda a livelli tali da
rendere ogni forma di monitoraggio del tutto superflua, fermo restando che
anche in caso di perdite non rilevate, i rilasci di radioattività
all’ambiente non potrebbero che essere comunque contenuti, data la natura
sostanzialmente inerte del rifiuto condizionato. Un’eventuale
copertura finale con un manto di terreno potrebbe favorire l’inserimento
delle strutture nell’ambiente circostante, tenendo conto che l’altezza delle
celle non supera la decina di metri. Depositi
di questo tipo sono stati ormai ampiamente sperimentati in diversi paesi e, a
fronte di una corretta e trasparente procedura di localizzazione,
apparirebbero francamente ingiustificate le resistenze alla realizzazione di
uno di essi, che consentirebbe di dare finalmente soluzione al problema della
sistemazione dei rifiuti presenti in Italia e spesso precariamente ospitati
presso i vecchi impianti ove sono stati prodotti, una realizzazione che
renderebbe tra l’altro finalmente possibile anche lo smantellamento degli
impianti e la liberazione dei rispettivi siti. Giova
sottolineare che un deposito del tipo descritto si porrebbe per i rifiuti
della seconda categoria come soluzione definitiva, ma non escluderebbe la
possibilità di un recupero dei rifiuti stessi, per dar loro una sistemazione
diversa che dovesse un domani essere ritenuta migliore, eventualmente anche
sulla base di considerazioni tecnico-economiche. radiotossicità eD
equivalente di dose Quando
si affronta dunque la tematica dell’energia nucleare, ed in particolare
quella delle scorie, bisogna tenere presenti questi numeri, ma anche
considerare in che modo tali scorie, per quanto ridotte in termini di massa
(volume) possano costituire un pericolo potenziale attuale o futuro. L’approccio
attualmente seguito per effettuare tale valutazione (in verità fortemente
conservativa) è quello di considerare il lasso di tempo necessario affinché,
decadendo, tali prodotti raggiungano la radiotossicità (che è una misura
della pericolosità potenziale) dell’uranio originariamente presente in
miniera. La radiotossicità è infatti definita come la potenzialità di indurre
effetti dannosi (per irraggiamento interno) da parte di un radionuclide. Tale termine può riferirsi sia
all’inalazione che all’ingestione. La
radioattività è un fenomeno fisico complesso, caratterizzato da diverse
grandezze; quello che interessa però ai fini della salute umana è il
cosiddetto equivalente di dose,
ossia l’energia specifica depositata nel tessuto umano corretta da opportuni
fattori di qualità. In particolare bisogna considerare la natura delle
radiazioni, la loro energia, il meccanismo con cui un radionuclide può essere
assorbito e poi eliminato dal corpo, etc. Per ciò che concerne la pericolosità
potenziale delle scorie nucleari ci si riferisce, di norma, alla
radiotossicità per ingestione, poiché si ipotizza (anche qui forse con
eccessiva prudenza) che dopo un certo
lasso di tempo, per quanto lungo, tali prodotti vengano disciolti dall’acqua
e trasportati attraverso le falde acquifere, costituendo queste quindi una
via di ritorno per l’uomo. A
tal proposito, è fondamentale tenere presente che le scorie nucleari vengono
depositate in appositi siti (i cosiddetti depositi geologici) dotati di
particolari caratteristiche, durevoli nel tempo. Inoltre le scorie, dopo
essere state, come già detto, vetrificate (o comunque inglobate in una
opportuna matrice inerte), vengono inserite in appositi contenitori
protettivi di elevata sicurezza (resistenti anche alla corrosione a
lunghissimo termine). Il fine di tali barriere naturali ed ingegneristiche
predisposte è quello di ridurre a valori di fatto nulli l’equivalente di dose
che le popolazioni che abiteranno in prossimità di tali depositi geologici
potrebbero ricevere in un futuro remoto. RIFIUTI DI TERZA CATEGORIA
La quantificazione
L’ultima
categoria è sicuramente quella che pone i maggiori rischi, dati i periodi di
dimezzamento molto lunghi e la complessa catena di decadimenti necessaria per
raggiungere la stabilità nucleare. I
circa 440 reattori nucleari presenti in 31 nazioni producono annualmente
migliaia di tonnellate di scorie. Un
reattore ad acqua pressurizzata da 1000 MWe scarica annualmente da
40 a 70 elementi combustibili contenenti 461.4 kg di uranio ciascuno;
tuttavia il 94% del combustibile esausto è costituito da U238,
l’1% da U235 (elementi presenti in natura e quindi considerati non
pericolosi), il 3-4 % da prodotti di fissione (quali cesio, stronzio, iodio,
tecnezio, etc.), pericolosi se liberati in caso di incidente, ma innocui dopo
qualche centinaio di anni se custoditi in un deposito geologico. Gli elementi
di maggiore rischio perché molto più pericolosi dell’uranio naturale presente
in natura sono costituiti per l’1% da i vari isotopi del plutonio e per lo
0.1 % dagli attinidi minori
(nettunio, americio e curio; così chiamati perché prodotti in minore quantità
nei reattori nucleari tradizionali). Da una semplice analisi si rileva che un PWR
(reattore ad acqua pressurizzata) di grossa taglia, annualmente scarica circa
2÷3 kg di plutonio, 0.2÷0.3 kg di attinidi minori. Per avere un termine di
paragone con le fonti tradizionali, si può rilevare che il volume di rifiuti
prodotto da queste ultime per produrre la stessa quantità di energia è
milioni di volte maggiore. Per meglio visualizzare questo dato basti pensare
che è stato calcolato che se un uomo per soddisfare i propri bisogni
energetici durante tutta la sua vita usasse la sola energia nucleare [2]
produrrebbe un volume di scorie (già vetrificate) minore di quello di una
lattina da 33 cl. (Figura 3)!
Figura 3 I depositi
Gli USA hanno previsto per il deposito
delle scorie nucleari delle centrali il sito di Yucca Mountain, situato nel deserto
del Nevada, a circa 100 miglia da Las Vegas. Esso è stato sottoposto
innanzitutto dal DOE (Department Of
Energy) ad una approfondita analisi geologica con una spesa di 6 miliardi
di dollari [4]. Inoltre l’EPA (Environmental
Protection Agency), cioè l’ente di controllo ambientale, ha richiesto che
fra 10000 anni l’equivalente di dose ricevuto dagli abitanti in seguito ad un
eventuale rilascio dei radionuclidi, sia non superiore a 20 mrem/anno. Per
valutare l’esosità della richiesta, si noti che l’equivalente di dose medio
naturale (che assorbiamo senza danni da centinaia di migliaia di anni) è pari
in Italia a circa 300 mrem/anno. Come se ciò non bastasse, recentemente tale
lasso di tempo è stato oggetto di critiche, poiché ritenuto insufficiente e si
è richiesto addirittura una aumento di tale periodo fino a 100.000 anni. livello di
miniera e pericolosità nel tempo delle scorie In
questo quadro, uno degli approcci più seguiti oggi è quello di calcolare il tempo di ritorno della radiotossicità ai
livelli di miniera, di considerare cioè il tempo necessario affinché la
radiotossicità per ingestione delle scorie pareggi quella dell’uranio
naturalmente presente in miniera. Il concetto è quello di non aumentare il livello
della radiotossicità naturale, o, per lo meno, di controllarlo accuratamente
finché questo non decada. Bisogna sempre considerare infatti che qualunque
sostanza radioattiva, in quanto tale, è soggetta a decadimento, ossia la sua
pericolosità generalmente diminuisce nel tempo, al contrario di quanto accade
con la tossicità chimica di sostanze come l’arsenico, che rimane costante.
Trattasi di un approccio teorico ed indubbiamente molto cautelativo. Con le
ipotesi attuali, tali tempi di ritorno sono per le scorie non trattate dei
reattori esistenti dell’ordine di 250000 anni (da qui le richieste
riguardanti il sito di Yucca Mountain). Anche in presenza di acqua, i prodotti transuranici (in particolare il plutonio) hanno dimostrato una scarsa motilità dall'esame dei risultati “sperimentali” delle analisi condotte [5] sul terreno circostante un complesso di reattori nucleari formatisi per un insieme di cause naturali ad Oklo, nel Gabon (Africa), circa 2 miliardi di anni fa (Figura 4).
Figura 4 La
Figura mostra i resti del reattore fossile numero 15 di Oklo. Sono visibili i
residui di colore giallo di ossido di uranio. I prodotti di fissione ed il
plutonio non sono migrati e sono praticamente rimasti sul posto[5 Per
motivi che saranno spiegati meglio in un altro articolo un giacimento di
uranio ha dato vita nel corso del tempo a ben 17 reattori nucleari naturali
che hanno fissionato circa 5 tonnellate di U235 sviluppando
approssimativamente 108 MWh con un periodo complessivo di
funzionamento dell'ordine di 106 anni [5] [6]. La composizione
delle "scorie" trovate nel sito è molto simile a quella dei moderni
reattori nucleari. Come già detto, si è rilevato che praticamente tutti i
prodotti di fissione sono rimasti nelle immediate vicinanze dei reattori
naturali per quasi due miliardi di anni. Il plutonio presente (2.5
tonnellate) non si è spostato che di pochissimo (circa 3 metri secondo i
tecnici) [7]. Questo esempio naturale prova, come meglio non sarebbe
possibile fare, la ridotta motilità
dei prodotti delle reazioni nucleari e quindi l’affidabilità della soluzione
del deposito in siti geologicamente stabili. barriere
naturali ed ingegneristiche per i rifiuti di terza categoria
Alla
luce di quanto detto, la più importante garanzia nello smaltimento dei
rifiuti nucleari è quindi rappresentata proprio dalla natura dei siti
prescelti: trattasi di miniere di salgemma vecchie milioni di anni (non vi è
mai stata acqua che avrebbe sciolto il sale), banchi basaltici o depositi in
zone desertiche, situati al di sopra delle falde acquifere. Le scorie vengono
in tali casi depositate a 500÷1000 metri di profondità e pertanto nessun
danno da irraggiamento diretto è possibile. Come
già anticipato, nei depositi nucleari oltre alle barriere
"naturali", vengono interposte una serie di significative barriere
ingegneristiche (che costituiscono quindi una ulteriore garanzia di
sicurezza). La
prima barriera ingegneristica è costituita dalla matrice in cui vengono
inglobate le scorie. Trattasi di cemento, vetro o SynRock (Synthetic Rock),
frutto di decennali ricerche. Sulle scorie così condizionate, vengono
effettuate verifiche riguardanti il calore di decadimento,
l’auto-irraggiamento e l’eventuale azione chimica dell’acqua (possibile nel
lungo periodo). I modelli via via sviluppati sono divenuti sempre più
accurati e precisi: oggi si pensa ragionevolmente che la sola vetrificazione
possa garantire la tenuta per almeno un milione di anni [8]. Il danno potenziale originato
dall’auto-irraggiamento è dovuto principalmente ai nuclei di rinculo nel
decadimento alfa, che depositano grandi quantità di energia (dell’ordine di
0.1 MeV) in piccolissime distanze (dell’ordine di 30 nm), generando una
cascata di difetti che nel lungo termine potrebbero compromettere la
struttura della matrice. Tali effetti sono stati studiati in vetri
opportunamente "dopati" con Cm244, ottenendo dosi
integrate nel giro di pochi anni che riproducono l’effetto che i vetri
dovrebbero ricevere nel corso delle
centinaia di migliaia di anni (si parla di 4÷5·1018 particelle
α per grammo, con una dose di 4÷5·109 gray). I francesi hanno
messo a punto l’R7T7 (oggetto a destra nella Figura 5), di natura simile a
quella dei vetri vulcanici (oggetto a sinistra nella Figura 5), a base di
ossidi di silicio, boro, alluminio, sodio e zirconio.
Figura 5 I
risultati di tali prove sono rassicuranti: la variazione percentuale di
volume è trascurabile (0.6%), e la resistenza a corrosione da parte
dell’acqua non viene compromessa significativamente. Inoltre non solo il
vetro non risulta infragilito, ma le sue proprietà meccaniche risultano addirittura
migliorate (si ha una fragilità ridotta ed un incremento della resistenza
alla frattura). Tali
vetri presentano la favorevole caratteristica di ripristinare la loro
struttura dopo il passaggio del nucleo di rinculo. Nonostante si sia
dimostrato che la matrice vetrosa costituisca già di per se una efficiente e
durevole barriera al rilascio dei radionuclidi, bisogna sottolineare che
questa rappresenta solo una parte del sistema di isolamento a barriere
multiple adottato. I contenitori usati nella soluzione
svedese Ad esempio, nella soluzione adottata dagli
svedesi (SKB), il combustibile esausto viene racchiuso in opportuni
contenitori di acciaio inossidabile (con spessore di 50 mm), a loro volta
contenuti in cilindri di rame con spessore di 50 mm. In Figura 6 è
rappresentato un contenitore cilindrico per rifiuti nucleari lungo circa 5
metri e del diametro di 880 mm. Il contenitore interno di acciaio
inossidabile ha uno spessore di 50 mm, ed è a sua volta contenuto in un
cilindro di rame dello spessore 50 mm . Il peso totale, compreso il
combustibile è di circa 15 tonnellate [9].
Figura 6
Figura 7 Tali
contenitori vengono fabbricati con le più moderne e sofisticate tecnologie ed
il ‘tappo’ (Figura 7) viene saldato elettronicamente [9]. Per quanto riguarda
il contenitore interno di acciaio, esso, oltre a costituire una barriera
aggiuntiva, serve a sopportare le sollecitazioni meccaniche. Utilizzo del rame L’adozione
del rame quale involucro esterno rappresenta una garanzia notevole rispetto a
possibili, anche se altamente improbabili, infiltrazioni di acqua. Il rame
nativo è risultato essere stabile fino ad oltre 500 milioni di anni, e gli
archeologi hanno trovato oggetti di rame risalenti ad oltre 8000 anni fa,
ancora in buone condizioni. La Figura 8 mostrata un esemplare di rame nativo
rinvenuto in Arizona che si stima abbia un’età di circa un miliardo di anni.
Figura 8
Figura 9 Questo
metallo è duttile, anche a basse temperature e quindi conserva le sue
caratteristiche meccaniche anche nel caso di una eventuale glaciazione. Per
tali applicazioni si utilizza puro, privo di ossigeno. La stessa acqua
presente in profondità è priva di ossigeno, quindi una sua eventuale
presenza, causerebbe una corrosione molto ridotta. Le
ipotesi di resistenza del rame sono suffragate dal ritrovamento di un cannone
della nave da guerra svedese Kronan, affondata nel XVII secolo. Tale nave,
affondata nel giugno 1676 (oltre trecento anni fa), è rimasta fino ad epoche
recenti sui fondali del Mare Baltico. Il
cannone della Figura 9 è stato analizzato, ed è stato trovato in perfetto
stato di conservazione: misure accurate hanno consentito di stimare che la
corrosione del rame nell’argilla è dell’ordine di pochi millimetri in 100000
anni [9]. Le barriere multiple nella
soluzione svedese Sulla
base delle suddette considerazioni, si può dedurre che le barriere utilizzate
nel contenitore rimarranno integre per un periodo praticamente infinito,
comunque superiore ad un milione di anni. Infine,
nel caso svedese, i contenitori vengono sepolti a 500÷1000 metri di
profondità in una struttura di bentonite situata nel banco basaltico. Tale
materiale, assieme alla roccia, agirebbe da ‘filtro’ in caso di una quanto
mai improbabile fuoriuscita dei radionuclidi. In questo caso il sistema di
protezione risulterebbe essere sostanzialmente costituito da 4 barriere
(Figura 10): 1)
contenitore di acciaio e rame (la stessa natura ceramica del combustibile
costituisce una prima efficace barriera) 2)
blocchi di bentonite: l’argilla protegge ulteriormente i contenitori
dall’acqua (con la quale forma un gel impermeabile) e ne impedisce il
movimento 3)
misto di bentonite e sabbia che riempie i tunnel 4)
roccia che offre un ambiente protettivo sia dal punto di vista meccanico che
chimico e che agisce inoltre quale filtro per l’acqua
Figura 10 In
un deposito chiuso di tal tipo non è richiesta ulteriore sorveglianza e/o
manutenzione per garantirne la sicurezza. Comunque la natura e la quantità
del materiale stoccato è opportunamente documentata. Gli analoghi naturali Per
rinforzare le affermazioni precedenti, si può constatare che la stessa natura
si è dimostrata una eccellente fonte di conoscenza al fine della progettazione
di un deposito permanente. Per prevedere quello che avverrà fra centinaia di
migliaia di anni possiamo fare riferimento a quello che è successo nel
passato. Possiamo esaminare il comportamento del sito, risalendo a milioni di
anni fa, ottenendo così informazioni di valore insostituibile ai fini della
determinazione delle sue caratteristiche. Gli studiosi parlano, in questo
caso, di “analoghi naturali”. Ad esempio possiamo studiare il comportamento
dei giacimenti naturali di uranio, risalenti a milioni di anni quali, ad
esempio, il già citato caso di Oklo. La
natura ha altresì dimostrato come sia possibile isolare alti livelli di
radioattività in un sito senza alcun impatto ambientale: in Canada, nel
deposito di Cigar Lake, si trova una concentrazione di uranio naturale che
arriva al 55% del minerale. Tale miniera si è formata 1300 milioni di anni fa
ed è situata a 430 metri di profondità; contiene più di un milione di metri
cubi di uranio. L’argilla ha isolato il deposito. Non ci sono tracce in superficie
(quali radiazioni, sostanze radioattive, calore) che indichino la presenza
della miniera. L’argilla ha dimostrato di poter resistere a temperature
dell’ordine del centinaio di gradi centigradi per milioni di anni (come
dimostrato nel sito di Hamra, sull’isola di Gotland, nel corso di
trivellazioni petrolifere [9]). Ha inoltre l’eccellente capacità di
conservare nel tempo gli oggetti che ricopre: la Figura 11 mostra un pezzo di
legno proveniente da una foresta vecchia 1.5 milioni di anni. Il ritrovamento
è avvenuto a Dunarobba (Italia, Umbria) dove sono stati ritrovati circa una
ventina di alberi sepolti nell’argilla: il deterioramento del legno è stato
visibilmente prevenuto dalle sue eccellenti proprietà protettive [9]
Figura 11 La soluzione statunitense Accenniamo
infine che la tecnologia presentata rappresenta soltanto una delle tante a
disposizione. Negli
USA ad esempio i contenitori, oltre ad inglobare le scorie già sotto forma di
vetri al borosilicato (ampiamente collaudati), sono costituiti da un
rivestimento esterno di Hastelloy C22, lega molto resistente alla corrosione
(si stima un valore del danneggiamento per questa via di circa 0.8 mm in
10000 anni!), e da uno interno di titanio (Grade 7), anch’esso molto
resistente alla corrosione (stimata in circa 2 mm dei 15 a disposizione in
10000 anni). Secondo le proiezioni al massimo l’1% dei contenitori potrebbe
perdere la propria integrità entro i primi 80000 anni[7]. Le soluzioni francese,
britannica e giapponese: il riprocessamento Altri
paesi, come Francia, Giappone e Regno Unito adoperano la tecnologia del “riprocessamento del combustibile”:
essa consiste nella separazione per via chimica (processo Purex) dell’uranio
e del plutonio (che costituiscono circa il 96% del combustibile esausto) dai
prodotti di fissione, che vengono quindi isolati, vetrificati, e stoccati in
siti geologici con le tecniche già viste. Tale opzione però non costituisce
un’alternativa al deposito geologico, bensì una tecnologia legata al ciclo
del combustibile che lo completa; si ha però l’effetto del bruciamento del
plutonio, molto favorevole sia da un punto di vista ambientale che
energetico. Con tale processo, per ogni tonnellata di combustibile esaurito. si
ottiene, attraverso il bruciamento del fissile recuperato, un’energia pari a
quella sviluppata da 100000 barili di petrolio. Fino ad oggi nel mondo sono
state riprocessate circa 75000 tonnellate di combustibile nucleare [10]. CONCLUSIONI Si
può concludere che la tecnologia dei depositi permanenti delle scorie
nucleari è stata analizzata e messa a punto, nei suoi molteplici aspetti,
attraverso ricerche condotte in più parti del mondo che hanno visto la
collaborazione attiva di università, istituti tecnologici, di ricerca ed
esperti del settore [11]. Sono
state effettuate lunghe e complete esperienze ed è stata valutata la
solubilità e la migrazione dei radionuclidi: si è visto che, in particolare,
il plutonio presente nel combustibile presenta una solubilità molto bassa (i
livelli sono talmente bassi che sono difficili da misurare!). Appare chiaro che le attuali tecnologie mettono a disposizione delle valide soluzioni alla questione dello smaltimento sicuro delle scorie nucleari di alto livello. La tematica è sicuramente delicata e merita accurate riflessioni ed approfondimenti (al di la di un certo ”accanimento ecologico” imperante sull’argomento). In particolare, oltre alla necessità della nostra protezione immediata, si pone il problema di non lasciare delle pesanti eredità ‘radioattive’ alle generazioni future, fatto di per se moralmente inaccettabile. Le soluzioni attuali però consentono una custodia sicura per centinaia di migliaia di anni (più realisticamente per milioni di anni), senza alcuna necessità di sorveglianza/controllo. La documentazione esistente potrebbe consentire alle generazioni future di rivedere le nostre decisioni e scegliere una diversa destinazione per le scorie, soprattutto qualora queste fossero ritenute in quel momento ancora utilizzabili e vi fosse la necessità di energia. Riassumendo possiamo dire che: · la soluzione attuale riguardante il deposito in siti geologici delle scorie nucleari appare del tutto affidabile, adeguata e sicura; · attualmente, per minimizzare ulteriormente la consistenza delle scorie, sono in corso di studio in tutto il mondo ricerche di tecnologie adatte a ‘bruciare’ il waste (ossia a riportare la sua radiotossicità ai livelli naturali dell’uranio da cui sono state originate) in poche centinaia di anni, e tali tecnologie saranno commercialmente mature entro pochi anni; · al contrario dei rifiuti pericolosi convenzionali, quali il mercurio o l’arsenico, che sono ‘stabili’, quelli radioattivi sono soggetti a decadimento: questo implica che la loro pericolosità decresca continuamente nel tempo. Alla
luce di queste considerazioni, si può concludere che le scorie radioattive
non costituiscono un reale problema ai fini della produzione di energia per
via nucleare. Si
può inoltre osservare che sono oggi in fase avanzata di studio impianti
nucleari di IV generazione sicuri e con caratteristiche particolarmente
favorevoli riguardo ai costi di realizzazione ed alla produzione di scorie. Ad esempio sono in corso una serie di studi anche nel quadro di attività di ricerca comunitarie [12] [13] sui reattori a gas ad alta temperatura (i reattori del futuro), in grado di utilizzare le scorie per produrre energia, riducendone drasticamente nel tempo la pericolosità. Possiamo
pertanto ritenere che l’utilizzo pacifico dell’energia nucleare rappresenta una valida quanto necessaria
alternativa alle fonti tradizionali (in particolare quelle fossili). L’aumento
dei consumi energetici su scala mondiale ed il conseguente rapido esaurirsi delle
scorte con le conseguenti tematiche riguardanti gli equilibri geopolitici,
nonché i reali problemi ambientali, ci pongono oggi di fronte a delle scelte
delicate ed urgenti che richiedono, particolarmente per l'Italia , un riesame
di affrettate ed immotivate decisioni che si sono già dimostrate gravide di
negative conseguenze. Molto del nostro futuro e di quello dei nostri discendenti dipenderà dall’equilibrio, dalla saggezza e dalla lungimiranza delle nostre decisioni attuali. Bibliografia
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