e GESTIONE DELLE SCORIE · 1975 2000 2025 2050 2075 Gen IV Gen III: EPR, AP1000 Life time extension...

2009‐09‐22

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ENTE PER LE NUOVE TECNOLOGIE,

L’ENERGIA E L’AMBIENTE

DIPARTIMENTO FUSIONE, TECNOLOGIE

E PRESIDIO NUCLEARI

Stefano Monti ‐ ENEA Settembre 2009 1

FISSIONE NUCLEARE

e

GESTIONE DELLE SCORIE

Stefano Monti

ENEA

AGORA’ SCIENZA

NOTTE EUROPEA DEI RICERCATORI

23 SETTEMBRE 2009


Sommario

• La fissione nucleare

• Le diverse generazioni di reattori nucleari afissione

• I reattori nucleari attualmente in funzione e quelliin fase di commercializzazione: l’offertaindustriale

• I reattori di IV generazione e la chiusura del ciclo:sostenibilità dell’energia nucleare

• Quattro questioni centrali nell’utilizzo dell’energianucleare: sicurezza, risorse uranifere, costi,gestione rifiuti radioattivi

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2

Stefano Monti ‐ ENEA Settembre 2009

++ +

++

+

+++ +

++

+

+++ +++

++

Fissione Nucleare

Frammento di Fissione

Frammento di Fissione

U235

92

236


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Uso non pacifico


Uso Pacifico

Ossido di Uranio (U308)concentrato prodotto in miniera(“yellow cake”).

Elemento di combustibile =>

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Centrali Nucleari


Centrali Nucleari

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5


Ciclo del Combustibile


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La prima centrale nucleare mondiale(Obninsk) da 5 MW è entrata inservizio in Russia nel 1954, seguitanel 1956 dal reattore da 60 MW diCalder Hall in Inghilterra e nel 1957dai 60 MW a Shippingport negliStati Uniti.

Reattori di Prima Generazione (Reattori Prototipo)


Reattori di Seconda Generazione (Reattori Commerciali)

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Schema di Reattore ad Acqua Bollente (BWR)

Schema di Reattore ad Acqua in Pressione (PWR)

Schema di Reattore CANDU ad acqua pesante


Tipo di reattore Principali Paesi Numero GWe Combustibile Refrigerante Moderatore

Pressurised Water Reactor (PWR)

US, France, Japan, Russia 264 250.5 UO2 arricchito acqua acqua

Boiling Water Reactor (BWR) US, Japan, Sweden 94 86.4 UO2 arricchito acqua acqua

Pressurised Heavy Water Reactor 'CANDU' (PHWR)

Canada, India, Argentina 43 23.6 UO2 naturale

Acquapesante

Acquapesante

Gas-cooled Reactor (AGR & Magnox) UK 18 10.8 U naturale,

UO2 arricchito CO2 grafite

Light Water Graphite Reactor (RBMK) Russia 12 12.3 UO2 arricchito acqua grafite

Fast Neutron Reactor (FBR) Japan, France, Russia 4 1.0 PuO2 e UO2 sodio nessuno

Altro Russia 4 0.05 UO2 arricchito acqua grafite

TOTALE 439 384.6

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Stefano Monti Settembre 2009 15


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• L’Europa da qui al 2030 dovrà rimpiazzare circa500.000 MW di centrali che diventeranno man manoobsolete e ciò risulterà un serio problema per lacompetitività e la sostenibilità ambientale delsistema elettrico europeo; essendo in gran partecentrali di base (nucleari ed a carbone) èimpensabile possano essere nella sostanza sostituiteda eolico e solare.


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Reattori di Terza Generazione (Reattori Evolutivi)

GEN III & GEN III+

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Generazione III/III+: reattori “avanzati/evolutivi”

Reattori industriali, già disponibili commercialmente:

Una nuova generazione di reattori che beneficiano della vasta esperienzaacquisita nell’operazione di Gen‐II e delle lezioni apprese dall’incidente di Three Miles Island del 1979

I reattori raffreddati ad acqua sono ancora dominanti

Nuovi miglioramenti alla sicurezza, ma la competitività economica è l’obbiettivoprincipale

Diversi approcci in competizione industriale:

piccola/grande taglia

sicurezza passiva/ridondanza

La mitigazione delle conseguenze di un eventuale incidente grave è un risultatoparticolarmente significativo


L’Approccio Progettuale della Generazione III

Impianti Evolutivi Impianti Passivi

Riduzione Costi Economia di scala(grande potenza)

Semplificazione(Riduzione numero

Componenti)

SicurezzaRidondanza

Sistemi Passivi&

Difesa in Profondità

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• Lo stacco più rilevante rispetto alla Generazione II consiste nelfatto che i reattori di Generazione III e III+ incorporano anchecaratteristiche di sicurezza passiva ossia che non richiedono ilcontrollo attivo attraverso componenti e/o meccanismi attuatielettricamente, oppure mediante l’intervento dell’operatore, perla gestione di incidenti in caso di malfunzionamenti del sistema,ma fanno affidamento sulle leggi della fisica come la gravità, laconvezione naturale o la resistenza alle alte temperature

• I sistemi a totale sicurezza passiva sono governati unicamente daifenomeni fisici naturali sopra citati che si innescanospontaneamente quando se ne determinano le condizionid’impianto (es. circuito di raffreddamento di emergenza sostenutodalla circolazione naturale, in caso di perdita di alimentazioneelettrica generale).

Generazione III/III+: reattori “avanzati/evolutivi”


Generazione III/III+ : l’offerta industriale

ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) GE‐Hitachi (USA – Giappone)1400 MWe4 unità in operazione (Giappone)3 unità in costruzione (Giappone e Taiwan)

EPR (European PressurizedWater ReactorAREVA (Francia – Germania)1600 MWe2 unità in costruzione (Finlandia e Francia)

AP1000 (Advanced Passive PWR)Westinghouse (USA)1117 MWe4 unità in costruzione (Cina)

Partecipazione italiana a progettazione e costruzione

Partecipazione italiana a costruzione

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Reattori GEN III di Riferimento: EPR

• Progetto evolutivo, basato sulla tecnologia PWR esistente e l’esperienza operativa in Francia

• Miglioramento economico– Economia di scala legato all’incremento della

potenza – L’operazione e la manutenzione dell’impianto

sono semplificate – Progettato per 60 anni di vita

• Sicurezza– Riduzione esposizione personale– Incremento ridondanza e separazione fisica

dei sistemi di sicurezza– Riduzione core damage frequency (CDF)– Gestione incidenti severi ed eventi esterni


Reattori GEN III di Riferimento: AP 1000

• Progetto passivo, basato sulla tecnologia PWR esistente e l’esperienza operativa Westinghouse

• Miglioramento economico– Drastica semplificazione

dell’impianto– Costruzione tipo modulare – L’operazione e la manutenzione

dell’impianto sono semplificate – Progettato per 60 anni di vita

• Sicurezza– Sistemi di sicurezza passivi basati su

leggi fisiche– Riduzione esposizione personale– Riduzione core damage frequency

(CDF)– Gestione incidenti severi ed eventi

esterni

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AP 1000 – La Sicurezza




E PRESIDIO NUCLEARI


Contributo italiano: Impianti Sperimentali

Impianto SPES (Simulatore Pressurizzato per Esperienze di Sicurezza)

Simula il circuito termoidraulico primario di una centrale nucleare di tipo pressurizzato PUNNegli anni ‘90 certificazione presso NRC del reattore AP600 (evolutosi nell’attuale AP1000), mediante la facilitySPES2 tutt’ora esistente

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E PRESIDIO NUCLEARI


Obiettivi dichiarati dal governo al 2030

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50% Produzione Elettrica da Combustibili Convenzionali25% Rinnovabili25% Nucleare

13000 MWe 8 EPR o 12 AP1000

Siglato Accordo ENEL‐EDF 4 EPR(*)

(*) Realizzazioni soggette a certezza quadro normativo e localizzazione siti


600 MWeLoop-Type PWR

25m

40m

IRIS335 MWe

58m

Reattore IRIS e suo contenitore di sicurezza; confronto con un reattore PWR standard

Reattore modulare ad acquapressurizzata da 335 MWe, con circuitoprimario e generatori di vapore dispostiall’interno del contenitore a pressione

Tale peculiarità consente notevoliriduzioni delle dimensioni del sistema dicontenimento

La taglia di riferimento di 335 MWe èstata scelta nella prospettiva dilocalizzazione sia di moduli singoli(specialmente nei Paesi in via disviluppo, con reti elettriche di piccoledimensioni e allo scopo di produzionecombinata di elettricità, calore e/oacqua potabile), nonché di centrali pluri‐modulo gestite attraverso un’unica salacontrollo

Generazione III+ IRIS International Reactor Innovative&Secure

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Stefano Monti Settembre 2009 31

IRIS: Sistema Integrato

Configurazione Integrata del Circuito PrimarioTutti i componenti del primario sono all’interno di un unico vessel (eliminate tubazioni e componenti esterni)

XX

XX

XXXX

XXXX

XXXX

XX




E PRESIDIO NUCLEARI


IL REATTOREIRIS

SG

Pump

PRZ

CRDM

Core

IL SIMULATORESPES‐3

RICERCA E SVILUPPO SU REATTORE IRIS ( GENERAZIONE 3+ )

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Reattori di Quarta Generazione (Progetto Rivoluzionario)


La domanda di energia nucleare è potenzialmente in significativo aumento.

L’esigenza per il nucleare di essere “durevole” (cioè di permettere laconservazione delle risorse) diventa un obbiettivo maggiore

La riduzione dei rifiuti e del rischio di proliferazione diventano criteri altrettantoimportanti quanto la sicurezza e l’economia

Inoltre, altre applicazioni dell’energia nucleare vengono proposte: la produzionedi idrogeno, l’uso industriale del calore, la desalinizzazione dell’acqua marina

Lo sviluppo di nuovi sistemi richiede tempo e la loro introduzione su scalaindustriale è prevedibile verso il 2030‐2040 o oltre

Generazione IV: i sistemi del futuro

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• Oltre 100 concetti e progetti di nuovi reattori presentati (industrie, centri di ricerca, università da tutto il mondo)

• Panel di esperti delle 10 Nazioni: comparazione e valutazione secondo metrica e criteri per ottenere grado di soddisfacimento degli obiettivi, selezione dei migliori concetti e progetti

Generation IV International Forum

Mappa dei Paesi aderenti a GIF


Programma “Generation IV” (dal 2000) – Obiettivi1. Sostenibilità: soddisfare requisiti ambientali,

efficace sfruttamento combustibile, minimizzare rifiuti e ridurre tempi di stoccaggio per rifiuti a lunga vita

2. Economicità: costi life‐cycle e rischi finanziari competitivi con altre fonti energetiche

3. Sicurezza e Affidabilità eccellere in sicurezza e affidabilità, bassissima probabilità di danneggiamento combustibile, eliminare necessità piani evacuazione

4. Resistenza alla Proliferazione e Protezione Fisica:scarsa attrattività per diversione di materiale strategico, elevata protezione da attacchi terroristici

Generation IV

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I 6 Sistemi di IV Generazione selezionati da GIF

SFR LFR

GFR VHTR

MSRSCWR

3 dei 6 concetti sono Reattori a Neutroni Veloci: Il migliore utilizzo delle risorse naturali‐ unitamente alla necessità di minimizzare i rifiuti radioattivi e limitare il numero didepositi geologici necessari per il loro stoccaggio definitivo ‐ è la ragione principaledello sviluppo ed il futuro utilizzo, attorno al 2040, di reattori a spettro neutronicoveloce di IV generazione con un ciclo del combustibile chiuso


I reattori…. ma quale ciclo del combustibile?

‐ stoccaggio diretto del combustibile usato

‐ ciclo »chiuso » ritrattamento e riciclo del combustibile

Uranium Mining

Conditioning

(geological) Final Storage

Fuelfabrication

ReprocessingConversion and Enrichment

Recycle ?yes no

Uranium Mining

Conditioning

(geological) Final Storage

Fuelfabrication

ReprocessingConversion and Enrichment

Recycle ?yes no

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La non facile transizione dai reattori attuali alla IV generazione

Current Fleet

1975 2000 2025 2050 2075

Gen IV

Gen III: EPR, AP1000

Life timeextension

Reactors

Generation IV Prototype

Generation III Fist of a Kind




E PRESIDIO NUCLEARI


SICUREZZA DEI REATTORI NUCLEARILA DIFESA IN PROFONDITA’

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E PRESIDIO NUCLEARI


Struttura di contenimento

Utenza

Generatore

Condensatore

Noc

ciol

o

Turbina

Vessel del Reattore

Barre di controllo

Linea ditrasmissione

Generatore di vapore

Centrale molto diffusa in Europa Occidentale e negli Stati Uniti d’America


Le radiazioni, molto temute perché invisibili, possono essere efficacemente schermate con opportuni materiali e adeguati spessori(*)

(*) Materiali e spessori variabili a seconda che si abbia a chefare con emissione , raggi x, raggi , neutroni.α ο β γ

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I reattori nucleari di concezione occidentale sono progettati per contenere al loro interno tutti i materiali radioattivi prodotti durante il funzionamento…

Concetto di difesa in profondità

1Barriera n.

Pastiglia di combustibile



12

Barriera n.

Elemento di combustibile(insieme di barrette)

Insieme di pastiglieimpilatedentro le barrette


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123

Barriera n.

Vessel delreattore




1234

Barriera n.

Contenitore esterno


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+ + =

4 barriere successive che impediscono il rilascio all’esterno dei prodotti radioattivi

+


La Sicurezza




E PRESIDIO NUCLEARI


RISORSE URANIFERE

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• Se il consumo dell’uranio continuasse al tasso odierno, i 5,47milioni di tU di “risorse identificate” durerebbero circa 100 anni.

• Le risorse totali convenzionali di 16 milioni di tU basterebbero percirca 300 anni

• E se vi aggiungiamo le riserve non-convenzionali la durata totale,sempre al consumo attuale costante, arriverebbe a circa 700 anni

• In effetti appare più che ragionevole che cambieranno entrambi,tasso di consumo e ampliamento delle risorse disponibili, insiemead un utilizzo più efficiente delle stesse mediante l’introduzione direattori veloci a ciclo chiuso.

• Anche nell’ipotesi di dover aspettare la fine del secolo in corso perl’entrata a regime, tali reattori veloci permetterebbero di moltiplicarele risorse di uranio rimanenti a quella data (10+22 milioni di tU) perun fattore 60, che, in termini di durata, significherebbero circa 30-35mila anni al tasso di consumo costante odierno, oppure da 4000 a6000 anni ipotizzando di consumarle con una potenza nucleareinstallata da reattori veloci GenIV pari alla potenza elettricamondiale totale attuale di circa 2300 GWe.

• E questo, trascurando l’uranio dell’acqua di mare (4 miliardi di tU) ele riserve di torio


I futuri reattori veloci saranno in grado di aumentare di 60 volte l’energia ricavabile dall’uranio

I reattori attuali sono in grado di soddisfare la prevista espansione dell’energia nucleare al 2050

1400 reattori nel 2050?

Già oggi l’EN evita l’emissione di una significativa quota di CO2

50

Vasta fonte energetica virtualmente priva di emissioni di CO2

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Uranio abbondante, ben distribuito sulla crosta terrestre e in paesi politicamente stabili

Benefici dell’energia nucleare




E PRESIDIO NUCLEARI


costi

$

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Ventaglio dei costi nel 2008 in Europa(ipotesi nuovi impianti con l’uso di tecnologie attuali)

Capitale (1)

€/MWhFuel (2)

€/MWh

O&M + altro (3)

€/MWh

CO2(4)

€/MWhTotal

€/MWh

Gas CCP 600 - 800 4500 - 6500 9.2 - 17.7 60 - 110 3 - 5 9.5 - 19 81.7 - 151

Coal PC 1200 - 1700 5000 - 7500 16 - 34 24 - 48 6 - 10 19 - 38 65 - 130

Nuclear (*) 2500 - 3500 7600 - 8000 31.2 - 46 5 - 7 7.5 - 14 - 43.7 - 67

Hydro 1000 - 2000 2000 - 5000 20 - 100 - 2 - 4 - 22 - 104

Wind 1200 - 1800 1800 - 2100 57 - 100 - 4 - 6 - 61 - 106

Solar PV 4500 - 7000 1000 - 1400 321 - 700 - 5 - 7 - 326 - 707

Ore di utilizzoh

(kWh/kW x year)

Inv. CapitaleC

(€/kW)

Costo del kWh

(3) Su “altro”, per quanto riguarda il nucleare, sono compresi i costi di trattamento del combustibile frustro e il decommissioning.Per quanto riguarda l’eolico ed il fotovoltaico, non sono stati inseriti i costi di inserzione nel sistema elettrico (spare capacity e investimenti per R&S).

(1) Si considera un rateo annuo pari al 10% del capitale.(2) Gas 0.310 ‐ 0.570 €/m3 ‐ Carbone 75 ‐ 150 €/t ‐ Uranio 115 ‐ 230 €/kg

(4) CO2 : 25‐50 €/t

(*): Lo studio del WEC del 2004 riporta, sulla base dei consumi attuali, riserve di Uranio pari a ~ 150 anni.


• Le conclusioni del WEC per future centrali in Europa dannoun costo del kWh, esclusa la quota di capitale:

O&M (~6 ‐ 9 €/MWh)

Combustibile prima della produzione di elettricità (4,5 ‐9 €/MWh con uranio da 75 a 300 $/kg)

“Fuel cycle” (waste management temporaneo +riprocessamento + deposito finale): 1 ‐ 4 €/MWh;

Decommissioning (con costi differiti di almeno 60 anni,non contribuisce sostanzialmente al costo totale delkWh anche se il costo effettivo di decommissioning havalori alti fino ed oltre 1.000 $/kW in funzione del tipoe dimensione della centrale): costo previsto è 0,5 ‐1€/MWh.

In totale 11,5 ‐ 23 €/MWh

Costi

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Costi comparati

Stefano Monti ‐ ENEA Luglio 2009 56

Costi

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LA GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI




E PRESIDIO NUCLEARI


Accettabilità dell’energia nucleare con/senza smaltimento dei rifiuti radioattiviC h a n g e i n a c c e p ta n c e o f n u c l e a r p o w e r i f r a d io a c t i v e w a s te d i s p o s a l

p r o b l e m w e r e s o l v e d

0

1 0

2 0

3 0

4 0

5 0

6 0

7 0

8 0

9 0

Aus

tria

Irela

nd

Cyp

rus

Port

ugal

Spai

n

Gre

ece

Mal

ta

Pola

nd italy

Latv

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Den

mar

k

Luxe

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urg

Esto

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Ger

man

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Slov

enia U

K

Slov

akia

Finl

and

Fran

ce

Lith

uani

a

Hun

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Cze

ch R

ep

Net

herla

nds

Bel

gium

Swed

en

In fa

vour

(%)

Countries without nuclear ‐ disposal not solved

Countries without nuclear ‐ if disposal were solved

Countries with nuclear ‐ disposal not solved

Countries with nuclear ‐ if disposal were solved

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E PRESIDIO NUCLEARI


Rifiuti radioattivi: classificazione

GUIDA TECNICA n° 26 – ENEA DISP

Rifiuti che al massimo in qualche anno, decadendo, raggiungono concentrazioni di radioattività inferiori ai valori imposti dall’articolo 6, punto 2, commi b) e c) del D.M. 14/07/1970 e i rifiuti a più lunga vita che sono già in concentrazioni inferiori a tali valori. Tali rifiuti possono essere rilasciati incondizionatamente.

Rifiuti che entro un massimo di qualche centinaio di anni raggiungono concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g, nonché quei rifiuti contenenti radionuclidi a vita molto lunga purché in concentrazioni di tale ordine. Tali rifiuti devono essere trattati e condizionati.

Rifiuti che richiedono migliaia di anni per raggiungere, decadendo, concentrazioni di radioattività di alcune centinaia di Bq/g, nonché quelli contenenti emettitori a e di neutroni, indipendentemente dal loro periodo di dimezzamento. Fra tali rifiuti vengono considerati anche tutti i rifiuti che non rientrano nella II categoria. Tali rifiuti devono essere trattati e condizionati.

IIcategoria

IIIcategoria

Icategoria




E PRESIDIO NUCLEARI


Origine dei rifiuti radioattivismantellamento impianti nucleari

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E PRESIDIO NUCLEARI


OSPEDALI LABORATORI DI ANALISI

COMPAGNIE FARMACEUTICHE

ISTITUTI DI RICERCA

• PARAFULMINI

• RIVELATORI DI FUMO

FONDERIE INDUSTRIE PETROLIFERE

REATTORI NUCLEARI DI RICERCA

Origine dei rifiuti radioattivi settore non-elettronucleare


Drigg

Morsleben

L’Aube

Forsmark

El Cabrìl

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Rifiuti ad alta attività e lunga vita: combustibile esauritoViene “raffreddato”, per alcuni anni, in apposite piscinein prossimità dell’impianto (piscine di stoccaggio)


Un impianto nucleare da 1600 MWe produce in un anno scorie per un totale di:• 500 tonnellate a bassa attività;• 200 tonnellate a media attività;• 25 tonnellate ad alta attività.

Per confronto, un impianto a carbone di pari potenza produce circa 350.000 tonnellate di ceneri.

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Domanda: Indicare il volume necessario per immagazzinare le scoriead alta attività prodotte da un reattore nucleare da 1600 MWedopo 60 anni di funzionamento. Per il calcolo si scelga la tecnologiasvedese (si usano involucri di rame che richiedono 2 m3 di volumeper ogni tonnellata stoccata). E se i reattori fossero 10?

0

5

10

15

20

25

30

35

lato

del

cub

o (m

)

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10numero di reattori

Risposta: Per 1 reattore èsufficiente un volume di3000 m3, cioè quello di uncubo di ~14,4 m di lato. Se ireattori fossero 10, il latodel cubo sarebbe di ~31 m.

Questi 10 reattoricoprirebbero più di 1/3 delfabbisogno di energiaelettrica dell’Italia


Rifiuti Radioattivi nell’ UE‐25(fonte: Commissione Europea )

• Rifiuti radioattivi prodotti per anno:

Di cui...

• Bassa attività a lunga vita:

• Alta attività, vetrificati :

• Combustibile esaurito:

Per confronto (UE-15, 2000):

• Rifiuti tossici:

40.000 m3 => 90 cm3 per persona

3000 m3 => 7 cm3 p.p.

240 m3 => 0,5 cm3 p.p.

2400 t => 5 g p.p.

36 milioni t => 100 kg p.p.

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Rifiuti radioattivi – la vera dimensione del problema rispetto ad altri rifiuti

altrettanto pericolosi

Produzione annua di rifiuti nella UE


Gestione dei Rifiuti Radioattivi

• Produzione

• Trattamento

• Condizionamento

• Smaltimento

• Caratterizzazione

• Stoccaggio

• Trasporto

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Trattamento e Condizionamento

I rifiuti radioattivi vengono sottoposti atrattamenti chimici e fisici, il cui obiettivoprincipale è il “condizionamento”, cioè laconversione in una forma solida stabile e duratura,che ne consenta la manipolazione, lo stoccaggio, iltrasporto e lo smaltimento. Ovvero un manufattocostituito dal materiale solidificato (es. cemento ovetro) inglobante il materiale radioattivo e dalcontenitore esterno (es. fusto in acciaio).


Obiettivi generali

Protezione delle popolazioni (presenti e future) edell’ambiente fino a quando il contenuto di radioattivitànei rifiuti (o materiali non riutilizzabili) non avràraggiunto un livello comparabile con quello naturale;

Dose alla popolazione non superiore ai livelli stabilitidalla legge (0.01 mSv/anno).

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Supercompattazione di rifiuti solidi


Inglobamento di Rifiuti Solidi in Cemento

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In‐drum mixer (NUKEM)

In‐drum mixer In Nucleco(MOWA)

Cementazione di rifiuti liquidi


Manufatti Cementati

Fusto da 400 l con rifiuti solidi compattati

Fusto da 400 l con rifiuti liquidi cementati

Contenitore metallico

Matrice cementizia

Malta cementizia

Rifiuto Solido

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Manufatti Vetrificati

Colata Standard Canister

H = 1.3 m ø = 0.4 m


Stoccaggio fusti cementati

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Stoccaggio Rifiuti Vetrificati

High Active Glass Canisters Storage


Contenitori di Trasporto

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Prova di Caduta


Trasporto su Strada

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Trasporto con Ferrovia


Trasporto via Mare

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Smaltimento

Ma è Sicuro ?

Per essere sicuro è sicuro, ma adesso dove lo mettiamo ?




E PRESIDIO NUCLEARI


Smaltimento deiRifiuti Radioattivi

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Concetto delle Barriere Multiple

Per prevenire il rilasciodella radioattivitàall’ambiente il rifiutoradioattivo vieneconfinato entro un adeguato numero dibarriere, sia artificiali sianaturali


Barriere di Schermaggio

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Il deposito di smaltimento deve prevedereuna serie di barriere adeguate allaradioattività da confinare


Col passare del tempo le barriere, com’è naturale, perdono progressivamente efficacia…

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…ma contemporaneamente la radioattività decade...


Finché, al momento del contatto tra radioattività e biosfera…

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…la radioattività è decaduta a livelli confrontabili a quelli naturali


Deposito di Superficie

Nel caso dei rifiuti radioattivi a bassa e mediaattività (in Italia II Categoria), l'isolamento deveessere garantito al massimo per qualche secolo.

La soluzione di smaltimento più idonea è ilDeposito Superficiale, “ingegneristico” in quantosi affida solo a barriere artificiali.

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Esempi di Barriere Artificiali


Esempi di BarriereArtificiali

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Schema di Deposito di Superficie


Sito di smaltimento superficiale di La MancheCapacità: 500.000 m3 (chiuso)

Esempi di realizzazione ‐ Francia

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Sito di smaltimento superficiale di AubeCapacità: 1.000.000 m3 (in esercizio)

Esempi di realizzazione ‐ Francia


Sito di smaltimento superficiale di DriggCapacità: 1.000.000 m3 (in esercizio)

Esempi di realizzazione ‐ UK

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Sito di smaltimento superficiale di

El CabrilCapacità: 100.000 m3

(in esercizio)

Esempi di realizzazione ‐ Spagna


Deposito Geologico

I rifiuti radioattivi ad alta attività e a lunga vita (inItalia III Categoria) mantengono una radioattivitàsignificativa per decine e fino a centinaia dimigliaia di anni.Per l'isolamento di tali rifiuti si deve fareaffidamento solo su barriere naturali, ovveroformazioni geologiche stabili ad elevata profondità(600‐800 metri e oltre).

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Formazioni Geologiche

Argilla

Granito

Sale


Schema diDepositoGeologicoProfondo

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Unico esempio di deposito profondo operativo (USA,Carlsbad, Nuovo Messico) a circa 700 m di profondità, inuna formazione di sale.

USA: Waste Isolation Pilot Plant


USA: Yucca Mountain

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Germania

Studi per Depositi in Miniere Esaurite

Miniera di Sale

Miniera di Ferro


Rifiuti radioattivi ad alta attività e lunga vita

La maggior parte è stoccabile in maniera definitiva entro il 2050

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Per la gestione del combustibile esaurito, esistono oggigiorno soluzionitecniche per lo stoccaggio sicuro e definitivo dei rifiuti radioattivi ad altaattività e lunga vita

Ad esempio negli Stati Uniti, in Francia, in Finlandia e in Svezia, dopo unampio dibattito pubblico e l’acquisizione del parere di autorevoli comitati, si èadottato un programma nazionale per lo stoccaggio finale di tali rifiuti

Occorre peraltro notare che, nonostante i rifiuti nucleari rappresentino unvolume molto ridotto rispetto a quelli generati dalle altre attività industriali,la percezione pubblica della pericolosità per l’uomo e l’ambiente di tali rifiutiresta particolarmente elevata

Per tale motivo ‐ e per ridurre i requisiti del deposito geologico ‐ sono staterecentemente intraprese rilevanti attività di R&S che mirano alla drasticariduzione dei rifiuti radioattivi a lunga vita mediante tecniche di separazione etrasmutazione in sistemi a spettro neutronico veloce dei radioisotopi piùpericolosi

R&S per la Minimizzazione dei Rifiuti Radioattivi


Minimizzazione dei volumi dei rifiuti (di oltre un fattore 100)

Riduzione dei tempi di decadimento dei rifiuti (da decine di migliaia di anni adalcuni secoli)

Riduzione del carico termico sul deposito derivante dal decadimento dei rifiutiradioattivi (riduzione lunghezza gallerie del deposito di un fattore 3‐6)

Separazione e Trasmutazione dei Rifiuti Radioattivi

DRASTICA RIDUZIONE DEI REQUISITI DEL DEPOSITO GEOLOGICO

Separazione del Pu e degli attinidi minori (Am, Cu, Np) dal resto del combustibileesaurito. Questi elementi vengono poi usati come combustibile in sistemi dedicati(Trasmutazione)

Recenti sviluppi hanno mostrato che è possibile ottenere elevatissimi tassi diseparazione degli attinidi dal resto del combustibile nucleare esausto: questo fattoapre la via alla possibilità di “trasmutare” questi elementi in un sistema a spettroneutronico veloce, utilizzando il loro potenziale energetico e, nello stesso tempo,eliminandoli come materiali radioattivi a lunga vita

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10 1.000 10.000 100.000 1.000.000100

10

1

0,1

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1.000

10.000

~430 anni

~340.000 anni

Minerale di Uranio

Prodotti di FissioneRifiuti a breve vita

Combustibile esaustoRifiuti a lunga vita

O O

Deposito superficialeBarriere artificiali

Deposito geologicoBarriere naturali

Radiotossicità re

lativa

anni

Ciclo del Combustibile Chiuso con Reattori a Neutroni Veloci


BENEFICI POTENZIALI DELLA CHIUSRA DEL CICLO CON SEPARAZIONE E TRASMUTAZIONE IN REATTORI A NEUTRONI VELOCI

• Drastica riduzione della sorgente di radiotossicità edei tempi di stoccaggio in sicurezza in un depositogeologico

• Riduzione del calore residuo: aumento dellacapacità del deposito geologico (minor numero didepositi geologici necessari a parità di combustibileesaurito)

• Se i transuranici (Pu ed attinidi minori) non vengonoseparati fra di loro, diminuzione del rischio diproliferazione

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…. E l’Italia ? Produzione lorda di energia elettrica nel 2007

Mondo (~19.000 TWh)

Europa 27 (~3.400 TWh)

Italia (*) (~315 TWh)

Combustibili solidi ~ 40% ~ 32% ~ 19%

Gas naturale ~ 17% ~ 21% ~ 55%

Idro ~ 16% ~ 9% ~ 11% (°)

Nucleare ~ 15% ~ 30% -

Petrolio ~ 7% ~ 4% ~ 7%

Eolico ~ 0,9% ~ 3% ~ 1,3%

Fotovoltaico ~ 0,03% ~ 0,1% ~ 0,01%

Altri ~ 4% ~ 1% ~ 6,5% (°°)

(*) NB‐L’ Italia importa circa il 15% di energia elettrica da aggiungere alla produzione locale(°) In calo del 30% rispetto al 2004(°°) Biomasse 2,2% (delle quali 60% RSU) e Geotermia 1,7%

Clerici: Elaborazioni da dati Terna ‐WEC


• Appare chiaro il mix “peculiare” e costosodell’Italia; confrontandoci con l’Europa dei 25 noiproduciamo la nostra energia elettrica per oltre il60% da gas e petrolio contro un 62% dell’Europada carbone e nucleare. La nostra produzione dalcarbone è inferiore al 20% (Europa 32%) edobbiamo ringraziare i nostri nonni per unaproduzione idroelettrica vicina all’11%.

• Il nostro Paese per il settore elettrico è passato nel1963 dall’era “dell’oro bianco” (idroelettrico) all’era“dell’oro nero” (petrolio) ed ora si è in piena era delgas (oltre 50% ed in aumento) che con i suoi altiprezzi, in parte legati a quelli del petrolio, starendendo volatile e salata la bolletta elettrica.

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La questione nucleare non deve essere trattata in maniera a sestante, ma dibattuta ed approfondita con la popolazione nel piùampio contesto del problema energetico-ambientale e, inparticolare, in rapporto alla domanda energetica del paese, anche inprospettiva futura, ed ai pro e i contro delle altre fonti energeticheIl nucleare non è LA SOLUZIONE ma parte importante dellasoluzione medesima. Si tratta di adottare il giusto mix energeticocomposto da fossili (possibilmente con sequestro CO2 ma perquesto occorre ancora molta R&S), rinnovabili e nucleareL’obiettivo a medio lungo termine annunciato dal governo (50%fossili, 25% rinnovabili e 25% nucleare) è ragionevole e in linea conle politiche energetiche degli altri paesi europeiLa situazione attuale del mix energetico italiano è inveceassolutamente anomala rispetto agli altri paesi (v. tabella) e mette ilPaese a grave rischio di approvvigionamento energetico e diimpossibilità di rispettare gli accordi internazionali sulle emissioni digas serra. A ciò si aggiunge una bolletta elettrica molto più salatadei paesi – europei e non – con cui l’Italia si trova a competere

Considerazioni Conclusive




E PRESIDIO NUCLEARI


Grazie per l’attenzione

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