La gestione dei rifiuti radioattivi

Rifiuti nucleari:Ricerca e sviluppo tecnologico

Francesco Troiani – ENEAMembro Commissione Tecnica per la sicurezza nucleare e la protezione sanitaria dalle radiazioni ionizzanti (Art. 9, D. Lgs. 230/95)

Roma, 10 marzo 2011Centro Congressi Palazzo Rospigliosi, Via XXIV maggio, 43

www.enea.it

Sommario

2

1. Produzione elettrica e generazione di rifiuti2. Smaltimento scorie da produzione di energia e

conseguenze3. Origine dei rifiuti radioattivi e produzione europea4. Evoluzione dei rifiuti radioattivi: Decadimenti5. Classificazione e standard di sicurezza6. Rifiuti Radioattivi: Necessità di R&ST7. Minimizzazione rifiuti e fasi di gestione8. Trattamenti e condizionamento9. Isolamento dei rifiuti radioattivi e smaltimento10. Combustibile esausto11. Prospettive attuali e future12. L’impegno dell’ENEA13. Conclusioni

Produzione elettrica e generazione di rifiuti

Unaturale

121 g

Comb. Solidi *2.065 kg

Metano *972 m3

Idrocarburi *1.215 kg

* Energia Elettrica: 292.641.700.000 kWh; Persone 60.221.000; p.p. 4.859 kWh

3

Uso fonte primaria per personaper 4.859 kWh

1.950

~ 4.400

~ 6.000

-16 g combustibile esausto- 0,365 l rifiuti radioattivi M.B. A.

Scorie per persona

* Elaborazione da: Dati statistici Terna (2009)

CO2

(kg)

< 250

Altri

Ceneri 60 – 365 kg

oppure,

oppure,

oppure,

Smaltimento scorie da produzione di energia

4

Diluizione e dispersione nell’ambiente Isolamento e messa a dimora in depositi confinati

Superficiale

Geologico

~ 1 % CO2 tot in atm/anno

CO2

375 GWe

Fonti fossili

Fonte Nucleare

Rifiuti MeB A ~ 200.000 m3/y

Comb. esausto (10y) 11.500 tSF, ~ 2,5 1020 Bq

* Elaborazione dati: Argonne National Lab, Human Health Fact Sheet, August 2005; Idaho State University: Natural radioactivity

~ 1,5 % di 40K in SW/anno*; 40K in acqua di mare (SW)* ~ 1,7 1022 Bq

http://earthobservatory.nasa.gov2.750 GtCO2

Ritrattamento - condizionamentoU, Pu

Pre-Trattamenti

Clearance

Condizionamento

Incapsulamento - stoccaggio

Acqua e gas nobili

0,01 mSv/a p.p.

Conseguenze smaltimento CO2 in aria

5

-6,3-8,1

16,3

-27,3

-2,5

42,8

1,8

-25,6

1,9

-12,2

-18,1

0,0

50,5

58,2

-16,5

25,9

0,0

-6,8

-29,6

26,1

-9,7

-6,1

20,2

-21,5

6,4

0,8

42,0

1,0

38,1

16,1

-8,3

0,0

-14,3

-40,0

-30,0

-20,0

-10,0

0,0

10,0

20,0

30,0

40,0

50,0

60,0

70,0

eu15 be cz dk de ee gr es fr ie it cy lv lt lu hu mt nl at pl pt si sk fi se uk bg hr ro is no us jp

Rid

uzi

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erim

ento

= 1

00)

Emissioni di gas serra e Protocollo di Kyoto: situazione al 31.12.2006

Obiettivo Kyoto: - 6,5 % delle emissioni del 1990

fonte: EUROSTAT 2007

Origine dei rifiuti radioattiviCiclo del combustibile nucleare

Smantellamento impianti

Ricerca e Medicina

• Ospedali• Laboratori analisi• Industria

farmaceutica• Reattori di ricerca

Centrale di Yankee Rowe

6

Altri• Rivelatori di fumo• Parafulmini• Radio-luminescenti• Ceneri• Saldature• Derivati del Torio (lenti,

refrattari)• ………

Industria• Petrolifera• Fosfati• Metallurgic

a• …………

Produzione di rifiuti radioattivi in Europa

7

40.000 m3 = 90 cm3 per persona

3.000 m3 = 7 cm3 p.p.

240 m3 = 0,5 cm3 p.p.

2.400t = 5 g p.p.

36 milioni t = 100 kg p.p.

Fonte: Direzione Generale Trasporti e Energia; Ute Blohm-Hieber (2006)

Rifiuti radioattivi totali per anno (EU-25):

Dove...

Lunga vita a bassa attività:

Alta attività, vetrificati:

Combustibile irraggiato:

In confronto (EU-15, 2000):

Rifiuti Tossici:

Produzione di rifiuti da smantellamento

8

Nuovi impianti

Costi decommissioning:

300-450 USD2001/kWe (fonte: OECD-NEA 2008) 560 €2010/kWe (fonte: MIT 2009)

Centrale di Connecticut Yankee

Evoluzione dei rifiuti radioattivi: Decadimenti

Tempo (anni)

Esempi di Tempi di dimezzamento:60Co = 5,2 anni14C = 5.730 anni239Pu = 24.400 anni238U = 4,5 miliardi di anni

500 1.000 1.500 2.000 2.500

TEMPO DI DIMEZZAMENTO: TEMPO DI DIMEZZAMENTO: tempo occorrente perché un materiale radioattivo perda la metà della sua radioattività iniziale.

3.000 3.500 4.000

241Am: 432 anni

9

0

90Sr: 28,1 anni137Cs: 30 anni

Classificazione e standard di sicurezza

10

Rifiuti che al massimo in qualche anno, decadendo, raggiungono concentrazioni di radioattività inferiori …. (valori trascurabili) ….. .Rifiuti che entro un massimo di qualche centinaio di anni raggiungono concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g.

Tali rifiuti devono essere trattati e condizionati. La cementazione è la tecnologia maggiormente affermata. Rifiuti che richiedono migliaia di anni per raggiungere, decadendo, concentrazioni di radioattività di alcune centinaia di Bq/g.

IICategoriaCategoria

IIIICategoriaCategoria

IIIIIICategoriaCategoria

Guida Tecnica ENEA-DISP n. 26 e D.lgs. 230/95 e smi

Safety Guides

Requirements

Safety Fundamentals

IAEAIAEA

Tali rifiuti devono essere trattati e condizionati, in una forma (vetro, cemento, rocce sintetiche o combustibile incapsulato) compatibile con la formazione geologica dove saranno smaltiti.

Rifiuti Radioattivi: Necessità di R&ST

11

I rifiuti radioattivi sono sotto controllo, esistono soluzioni provate e sono state maturate numerose esperienze a livello mondiale per la loro corretta gestione e smaltimento.

Tuttavia, sono costantemente sviluppate attività di ricerca e sviluppo tecnologico, studi e miglioramenti dei processi, coerentemente ai Principi fondamentali di Radioprotezione:

Giustificazione

Nessuna pratica che preveda esposizione a radiazioni deve essere adottata a meno che non produca benefici, all’individuo o alla società, tali da giustificare il danno che causa.

Limitazione della Dose

Limiti di dose devono essere adottati in modo che gli individui o i gruppi di individui non eccedano un accettabile livello di rischio.

Ottimizzazione della Protezione

Le esposizioni devono essere il più basse ragionevolmente possibile, tenendo conto dei fattori economici e sociali.

ALARA: As Low As Reasonably Achievable

Tematiche di R&ST

12IFNEC (exGNEP)-INFRASTRUCTURE DEVELOPMENT WORKING GROUP

R&D for the management of radioactive waste, including gaps and opportunities

Minimizzazione rifiuti e fasi di gestione

Pretrattamento

Trattamento

Condizionamento

Deposito lungo termine

Smaltimento

Confinamento

Isolamento

Azioni trasversali

Caratterizzazione

Deposito Temporaneo

Trasporto

Maggiormente preferibile

Evitare

Ridurre

Riutilizzare

Recuperare

Obiettivi

Minimizzazione

Decontaminazione

Clearance levels

Rilascio Incondizionato

Piano Controllo;

R&STAtt. - < 1 Bq/gAtt. < 0,1Bq/g Cemento 40K = 0,4

Bq/g Tufo 40K = 1,8 Bq/g Granito 40K = 0,64

Bq/g Uomo 40K = 0,06 Bq/g

14C = 0,21 Bq/g

Materiali naturali (ICRP)

Fasi di gestione

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Trattamento rifiuti radioattivi (1)

I rifiuti radioattivi sono sottoposti a pretrattamenti chimici e fisici.

Combustibile esausto

Rifiuti solidi combustibili

Rifiuti liquidi organici

Rifiuti liquidi acquosi

U, Pu

Rifiuti radioattivi secondari

Concentrati e fanghi

Acqua non radioattiva

Ritrattamento

Concentrazione

Combustione

Ceneri radioattive

Off-Gas non radioattivi

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Trattamento rifiuti radioattivi (2)

Rifiuti Compattati

Componenti radioattivi

Componenti inattivi

Supercompattazione

Rifiuti solidi comprimibili

Rifiuti solidi incomprimibili

Grandi componenti

Sorgenti radioattive

SmontaggiTagliSeparazioneMacinazioneOperazioni specifiche

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Le attività di R&ST sono mirate alla minimizzazione dei volumi dei rifiuti radioattivi ed alla riduzione del rilascio di radioattività nell’ambiente.

Condizionamento rifiuti: cementazioneIl “condizionamento” è la conversione in una forma solida stabile e duratura, che ne consenta la manipolazione, lo stoccaggio, il trasporto e lo smaltimento.

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Rifiuti solidi compattati Rifiuti liquidi omogenei

Cementazione

Le attività di R&ST sono mirate alla “formulazione” di nuove matrici di condizionamento per enfatizzare la resistenza e durabilità e la segregazione della radioattività.

Condizionamento rifiuti: Vetrificazione

Vetrificazione

Fusione vetro e colata ContenitoreH = 1.3 m ø = 0.4 m

Contenitore di trasporto e stoccaggio

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Le attività di R&ST sono mirate allo sviluppo di nuove matrici di condizionamento con maggiori capacità di resistenza e durabilità e segregazione della radioattività.

Dosi alla popolazione

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mSv

Isolamento dei rifiuti radioattivi

Proteggere le popolazioni (presenti e future) e l’ambiente, fino a quando il contenuto di radioattività non avrà raggiunto un livello comparabile con quello naturale;

Non esporre la popolazione a dosi superiori ai livelli stabiliti dalla legge: (0.01 mSv/anno in condizioni normali e 1 mSv/anno in casi incidentali).

Per prevenire il rilascio della radioattività nell’ambiente, i rifiuti radioattivi sono confinati all’interno di un adeguato numero di barriere artificiali e naturali, con l’obiettivo di:

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Lo smaltimento dei rifiuti radioattivi

Il Deposito Geologico è costituito da barriere artificiali (opere ingegneristiche) e barriere naturali stabili (formazioni saline, argillose, granitiche, etc.), idonee a mantenere confinata la radioattività per un periodo relativamente “lungo” (superiore a diverse centinaia di migliaia di anni), sufficiente al decadimento radioattivo.

Il Deposito Superficiale o sub superficiale è costituito da “sole” (o quasi) barriere artificiali (opere ingegneristiche), idonee a mantenere confinata la radioattività per un periodo relativamente “breve” (tipicamente inferiore a 1000 anni), comunque sufficiente al decadimento radioattivo.

La qualificazione dei depositi è effettuata (Performance Assessment) con lunghi studi ed approfondite analisi dei fenomeni di dispersione della radioattività attraverso le barriere protettive.

20

Smaltimento superficiale

Condizionamento

Modulo di isolamento

Cella di smaltimento

Caratterizzazione e inventario

21

Qualificazione matrici

22

Resistenza a compressione

Tempi di presa

Stabilità dimensionale

Resistenza alla lisciviazione

Preparazione malta Resistenza al

fuoco

Resistenza alla biodegradazione

Cicli termici

Resistenza all’irraggiamento

Immagini

Resistenza all’immersione

Permeabilità gas (H2)

Permeabilità H2O

Test integrali manufatti e qualificazione barriere

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Resistenza all’alta temperatura

Verifica assenza di liquidi liberi

Studio e qualificazione barriere di deposito superficiale:Infiltrazione acqua

(idrogeologia, modelli di trasporto fluidi, etc.)

Degradazione contenitori (fusti)Degradazione delle barriere

(lisciviazione, carbonatazione, attacco solfatico e alcalino, corrosione acciaio, degradazione materiali e componenti, Fratture: sforzi meccanici, cicli termici, etc.)Rilascio dei radionuclidi

(risciacquo, diffusione liquidi e gas, solubilità, dissoluzione, etc.)Backfill - Grout

(processi di trasporto, adsorbimento, diffusione e permeabilità ai gas, stabilità (radiazioni), etc.)

Immagini

Simulazione del rifiuto

Combustibile esausto: Radioattività e decadimenti

24Anni dopo lo scarico

Att

ivit

à (

Ci/tU

i)

Elaborazione dati: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING: 151, 261–273 (2005) La radioattività è molto

concentrata.Il decadimento radioattivo la riduce sensibilmente nel tempo, a differenza di altri inquinanti che non sono soggetti a decadimento.

2,2 1016 Bq

1,8 1015 Bq

Le attività di R&ST sono mirate ad una sensibile riduzione della “vita” del rifiuto, eliminando gli Attinidi Minori oltre al solo Pu.

Combustibile esausto: Potenza termica

25

Anni dopo lo scarico

Pote

nza

term

ica (

W/t

Ui)

Elaborazione dati: NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING: 151, 261–273 (2005)

2.000 W/tUi

400 W/tUi

THORP, Sellafield, UK

Tempo di durata: 50 anniCapacità: 5.000 tUDimensioni: 130 m x 60 m x 30 m (Fase I, 3.000 tU)

Cask, U.S. NRC

Deposito temporaneo Aomori, Giappone

Produzione Spent Fuel

Fino al 2030, ~10.000 t/y; nel 2050 ~ 20.000

t/y.

Accumulo al 2050: ~ 700.000 t

Un reattore da 1.600 MW in 60 anni produce

~ 3.200 elementi esausti (area ~

450 m2 x 6 m)

Prospettive attuali e a breve termine

26

5.221,3Kg tot. 3.876,5 2.931,7

- 26 % - 44 %

41,3Attinidi Kg tot.

36,5 31,7

- 12 % - 23 %

R&ST

Aumentare il Burn-up può portare a sensibili riduzioni dei quantitativi dei rifiuti prodotti.

E’ necessario però effettuare attività di R&ST per migliorare le “performance” del combustibile ed implementare nuovi materiali strutturali.

Test di tenuta dei contenitori di trasporto

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Le attività di R&ST sono mirate al miglioramento delle “performances” dei contenitori e della loro capacità di tenuta.

Smaltimento geologico

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Lo smaltimento in profondità dei rifiuti radioattivi a lunga vita ed alta attività e del combustibile irraggiato è attivamente avviato in Finlandia, Svezia, Stati Uniti, mentre altri Paesi (Francia, Giappone, Belgio, etc) sono in una fase di studio e di progetto molto avanzata (Laboratori Sotteranei). Le formazioni geologiche scelte sono principalmente i depositi salini, le sedimentazioni argillose e le rocce granitiche.

Forsmark, SveziaCostruzione: 2015-2022Esercizio: 2023-2070Formazione di granito500 m di profondità

Caratterizzazione delle formazioni geologiche

Concetti fondamentali:Passività del sistema;Sicurezza (radioattività ed antintrusione);Flessibilità e convenienza;Fattibilità;Reversibilità (periodo iniziale);Rispetto delle risorse (idriche, minerarie o altro).

29

Andra, Dossier 2005

Studio e qualificazione barriere geologiche, R&ST:ricerca geologica di base;ricerche mirate su specifici contesti geoscientifici (geologia regionale, idrogeologia, geologia strutturale, geomeccanica: ammassi rocciosi, formazioni saline di origine evaporitica e formazioni argillose);attività di studio in situ con Underground Research Laboratory (comportamento materiali ingegneristici, risposta allo stress e alle perturbazioni indotte dalla realizzazione ed dall’esercizio, interazione rifiuto/formazione, caratterizzazione chimico-fisica, stabilità geodinamica e sismica, permeabilità idraulica e gassosa, conduttività termica, plasticità, adsorbimento/migrazione nuclidi, porosità, solubilità, proprietà meccaniche, capacità autosigillante, ……

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France, Haute-Marne, Bure.Strato di argilla a 500 m, (di 150 milioni anni)

GermaniaKonrad, miniere di ferro; Gorleben, miniera di sale.

Laboratori sotterranei

Belgio, SCK.CEN, formazione argillosa

Yucca Mountain, USA Studio impatto termico

NUMO – Progetto di deposito geologico giapponese

Surface facility Area ： about 1km2

Underground facility Depth ： 300m ~ Width ： about 2km *

3km

- Total cost of disposal project:About 3 trillion yen (for about 40,000 units of high-level radioactive waste, up to 2021)

- Balance of reserve:About 710 billion yen(as of March 2010)

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- Ordine di grandezza dei costi- Circa 3 trilioni di yen - sono 26,6 miliardi di €- Con l’attuale parco di 46,8 GW e un

tasso di interesse del 5%, l’impianto sarebbe ammortizzato in circa 30 anni con costo in un range di 0,47 - 0,14 cent€/kWh a seconda del cash flow (30% + 30 rate costanti).

WIPP - Waste Isolation Pilot Plant (USA)

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Prospettive a lungo termine (schema concettuale)

10 1.000 10.000 100.000 1.000.000100

10

1

0,1

100

1.000

10.000

~430 anni

~340.000 anni

Minerale di Uranio

Prodotti di Fissione

Rifiuti a breve vita

Combustibile esaustoRifiuti a lunga vita

O O

Deposito superficialeBarriere artificiali

Deposito geologico

Barriere naturali

Rad

ioto

ssic

ità r

ela

tiva

anni

GEN IV

33

Reattore veloce IV gen

Fabbricazione Combustibile

a U-Pu-AM

U Pu AMPartitioning

Reattore III gen Rifiuti a breve vita

U natU depl

Residui a lunga vita

Oppure ADS ?

L’impegno dell’ENEA: Rifiuti radioattiviL’Agenzia, in collaborazione con le Università (CIRTEN), svolge fondamentali attività di R&ST sulla gestione dei rifiuti radioattivi:

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Analisi di sicurezza e “performance assessment” per i depositi di rifiuti radioattivi di tipo superficiale e profondi;

Modellistica dei fenomeni di dispersione dei contaminanti attraverso le barriere protettive di un deposito di rifiuti radioattivi;

Atmosfera

Acque superficiali

Suolo

Acque

sotterranee

Componenti biologiche

R&ST per attività di siting e caratterizzazione aree ritenute idonee per l'ubicazione dei depositi;

Aggiornamento e revisione critica dell’inventario; aggiornamento ed elaborazione dati sui rifiuti condizionati;

Sistema informativo sui rifiuti radioattivi.

L’impegno dell’ENEA: Tecnologie future Tecnologie di separazione degli

attinidi e loro riciclo e trasmutazione con l’obiettivo di ridurne la radiotossicità nel lungo periodo;

Studi di scenari di chiusura del ciclo del combustibile (riciclo Pu e attinidi minori) e di cicli innovativi basati sulle tecniche di separazione e trasmutazione;

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U deposit

Studio di reattori veloci (GEN-IV) raffreddati a metalli liquidi (Pb e Na) e reattori ad alta temperatura a gas (VHTR);

Studio di reattori sottocritici (ADS) e di impianti per irraggiamento da neutroni veloci (esperimenti a potenza zero in Pb/Bi e progettazione facility MYRRHA in Belgio).

L’impegno dell’ENEA: Funzione advisor Partecipazione alle iniziative internazionali di

settore (ARIUS e IGD-TP), mirate alla realizzazione di un deposito geologico europeo;

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Contributo alla definizione delle infrastrutture di ricerca per la realizzazione del Parco Tecnologico;

Metodologie di analisi deterministiche e probabilistiche del rischio associato alla costruzione ed operazione di depositi di rifiuti radioattivi di superficie e profondi.

Attività di Security, Safety and Safeguards.

Progettazione preliminare dei Laboratori di misure, qualificazione e certificazione di matrici di condizionamento; Revisione critica norme UNI;

Conclusioni

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1. La produzione di rifiuti radioattivi è molto limitata in relazione all’energia elettrica generata.

2. I rifiuti radioattivi prodotti sono sotto controllo, esistono soluzioni provate e sono state maturate numerose esperienze a livello mondiale per la loro corretta gestione e smaltimento.

3. Le responsabilità di gestione sono individuate ed esiste un solido regime regolatorio.

4. I processi per la minimizzazione dei quantitativi prodotti sono applicati con successo ed i programmi per la riduzione dei tempi di vita sono in una fase molto avanzata di sviluppo.

5. L’agenzia nazionale per le nuove tecnologie, l’energia e lo sviluppo economico sostenibile è fortemente impegnata in studi e ricerche che puntano sia all'ottimizzazione degli attuali processi e tecnologie, sia alla realizzazione di sistemi più efficienti e di minore impatto.

Grazie dell’attenzione(francesco.troiani@enea.it)