Scorie radioattive

In genere si definisce scoria radioattiva lo scarto di combustibile nucleare esausto derivante dalla fissione nucleare.

All'interno di un reattore nucleare a fissione il materiale fissile (uranio, plutonio ecc) viene bombardato dai neutroni prodotti dalla reazione a catena: tuttavia non si ha mai una fissione totale di tutto il "combustibile", anzi la quantità di atomi effettivamente coinvolta nella reazione a catena è molto bassa. In questo processo si generano quindi due principali categorie di atomi:

• una quota di atomi "trasmutati" che hanno "catturato" uno o più neutroni senza "spezzarsi" e si sono dunque "appesantiti" (si tratta di elementi facenti parte del gruppo degli attinidi).
• una parte di cosiddetti prodotti di fissione cioè di atomi che sono stati effettivamente "spezzati" dalla fissione e sono pertanto molto più "leggeri" dei nuclei di partenza (cesio, stronzio ecc); in parte sono allo stato gassoso.

Entrambe queste categorie, accumulandosi, tendono ad impedire il corretto svolgersi della reazione a catena e pertanto periodicamente il "combustibile" deve essere estratto dai reattori ed eventualmente riprocessato cioè "ripulito". Complessivamente questo "combustibile esausto" (o "spento") costituisce le "scorie radioattive".

Come visibile in figura, a seconda del "combustibile" e del ciclo (cioè in pratica della tipologia di reattore/i) utilizzati, la radiotossicità delle scorie può essere nettamente differente; questo si traduce in tempi di isolamento delle scorie che oscillano indicativamente dai 300 anni al milione di anni. Questo è il tempo necessario affinché le scorie diminuiscano la loro radiotossicità fino al valore dell'uranio naturale; dopo tale periodo la radiotossicità delle scorie non è zero, ma comunque, essendo pari a quella dei giacimenti di uranio normalmente presenti nella crosta terrestre, è accettabile in quanto sostanzialmente si ritorna -in termini di radiotossicità- alla situazione di partenza.

[modifica] Riprocessamento

Come detto, in realtà, il combustibile estratto ("scaricato") dai reattori contiene ancora una grandissima quantità di elementi fertili (torio, uranio 238...) e fissili (uranio 233, 235, plutonio) potenzialmente utilizzabili. In particolare le scorie degli attuali reattori (2° e 3° generazione funzionanti ad uranio) contengono una grandissima quantità di U238 (94%), una piccola quantità di U235 e di plutonio (2%) una ancor minore quantità di altri nuclei pesanti (attinoidi) mentre un 3-4% è dato dagli atomi "spezzati" cioè dai prodotti di fissione.

Benché il plutonio sia radiotossico (la sua tossicità chimica è intermedia fra il cianuro e il concentrato di caffeina ^[1]), il suo recupero insieme all'uranio 238 e 235 è talvolta attuato. Il problema è che tali atomi sono frammisti ai prodotti di fissione (anch'essi altamente radiotossici) e vanno dunque separati. Tale processo è detto ritrattamento o riprocessamento delle scorie e produce da un lato nuovi elementi fertili e fissili, dall'altra delle scorie inutilizzabili ed estremamente pericolose che devono essere collocate in luoghi sicuri. Per quanto riguarda i costi, dovendo operare sul "combustibile irraggiato" cioè "spento" ovvero altamente radioattivo, il ritrattamento è una operazione estremamente onerosa e non è detto che sia economicamente conveniente effettuarla. Inoltre il recupero del plutonio pone seri problemi anche dal punto di vista socio-politico, in quanto esso è utilizzabile per produrre ordigni bellici.

Va inoltre sottolineato che gli impianti di ritrattamento (così come quelli di arricchimento) sono ovviamente a rischio di incidente nucleare; lo stesso trasporto dei materiali da e per questi impianti è soggetto a rischi. Alcuni degli incidenti più gravi oggi noti sono infatti avvenuti in queste installazioni. Nel 2008 in Francia sono avvenuti alcuni incidenti riguardanti proprio impianti di ritrattamento (come quello di Tricastin gestito dalla Areva).

Per tali motivi non è detto che il ritrattamento venga attuato (alcuni paesi come gli USA hanno deciso di non ritrattare il combustibile esausto): pertanto con "scorie" si può intendere sia il combustibile scaricato dai reattori, sia lo scarto inutilizzabile dei processi di ritrattamento. Nei due casi i volumi da smaltire (così come i rischi ed le problematiche citate) sono molto differenti.

[modifica] Le scorie nel ciclo del combustibile nucleare

Nel ciclo del combustibile nucleare, il combustibile esaurito viene trattato direttamente come scoria radioattiva laddove non vengano eseguite pratiche di riprocessamento, altrimenti le scorie provengono dagli scarti del riprocessamento o dal combustibile MOX esausto, da cui non può essere ricavato plutonio utilizzabile.

[modifica] Deposito

Attualmente vengono principalmente proposti due modi per depositare le scorie (preventivamente solidificate se liquide o gassose): per le scorie a basso livello di radioattività si ricorre al deposito superficiale, ovvero il confinamento in aree terrene protette e contenute all'interno di barriere ingegneristiche; per le scorie a più alto livello di radioattività si propone invece il deposito geologico, ovvero allo stoccaggio in bunker sotterranei profondi e schermati in modo da evitare la fuoriuscita di radioattività nell'ambiente esterno. Al 2003 tuttavia non esisteva al mondo alcun deposito geologico definitivo in esercizio^[2].

I siti di destinazione ottimali vengono individuati e progettati in base a rigorosi studi di natura geologica, come il deposito Konrad, in Germania ^[3], che ha subito un esame più approfondito che rispetto al vicino deposito di Asse. Il deposito geologico di Asse in Germania, ricavato in una miniera di potassa aperta dagli inizi del 1900 ^[4], venne inizialmente studiato negli anni '60. In seguito allo scavo di ulteriori camere per lo stoccaggio di rifiuti a bassa e media attività ^[4], venne raggiunta la parte più esterna della miniera ^[5]. Data la conformazione delle rocce e dell'uso abbastanza intensivo della miniera, oltre che l'uso di materiale di riempimento proveniente dai processi di lavorazione della potassa e per i naturali movimenti delle rocce ^[5], negli anni si ha avuto un iniziale e successivo aumento delle infiltrazioni d'acqua, andando ad intaccare la tenuta di alcuni contenitori che contenevano i rifiuti radioattivi, portando a perdite di cesio; questo porta anche a ritenere che non fossero stati condizionati correttamente parte dei rifiuti^[6] e che alcuni contenitori non fossero a tenuta ^[6]. Nonostante si ritenga generalmente che le miniere di sale siano immuni alle infiltrazioni d'acqua e geologicamente stabili, e pertanto adatte ad ospitare per migliaia di anni le scorie nucleari, nel caso di Asse le infitrazioni ci sono e le perdite di sostanze radioattive sono state rilevate per la prima volta nel 1988. Gli studi preliminari effettuati negli anni '60 viceversa consideravano Asse una locazione adatta per lo stoccaggio dei rifiuti a bassa e media radioattività, rispettivamente LAW e MAW. Per eliminare le infiltrazioni, si stanno studiando vari metodi per la stabilizzazione delle rocce che formano il deposito ^[5]. Seppur al livello di bozza, vi è anche la possibilità che i rifiuti vengano recuperati, nel caso che questo non comporti rischi maggiori per la popolazione e per il personale che dovrà maneggiare i rifiuti ^{[7] [8]}.

In genere comunque, prima del riprocessamento o comunque prima del deposito delle scorie, queste vengono stoccate per non meno di 5 mesi ^[9], ma arrivando anche agli anni di attesa, in apposite piscine in dotazione alle centrali con lo scopo di raffreddarle e di far rilasciare una parte della radioattività, generata dagli elementi con emivita (o tempo di dimezzamento) più breve, agevolando così le fasi successive.

A parte tali elementi molto pericolosi ma a vita breve, il problema maggiore legato alle scorie nucleari riguarda infatti l'elevatissimo numero di anni necessari affinché si raggiunga un livello di radioattività non pericoloso. Il "tempo di dimezzamento" è il tempo che un determinato elemento impiega a dimezzare la propria radioattività: è quindi necessario un tempo molte volte superiore alla "emivita" affinché l'elemento perda il proprio potenziale di pericolo. Si consideri che ad esempio il plutonio, con una emivita ci circa 24000 anni, richiede un periodo di isolamento che è nell'ordine di 240 mila anni e che, nel suo complesso, il combustibile scaricato da un reattore di 2° o 3° generazione ad uranio mantiene una pericolosità elevata per un tempo dell'ordine del milione di anni (si veda il grafico soprastante).

[modifica] Quantitativi e pericolosità

Secondo l'INSC, ^[10] la quantità di scorie prodotte annualmente dall'industria nucleare mondiale ammonta, in termini di volume teorico, a 200.000 m³ di Medium and Intermediate Level Waste (MILW) e 10 000 m³ di High Level Waste (HLW). Questi ultimi, che sono i più radiotossici, prodotti annualmente in tutto il mondo occupano il volume di uno stadio da pallacanestro (30 m x 30 m x 11 m). Dati i piccoli volumi in gioco, la maggior parte dei 34 Paesi con impianti nucleari di potenza ha per ora adottato la soluzione del deposito delle scorie presso gli impianti stessi in attesa di soluzioni più durature. Alcuni Paesi hanno in costruzione depositi geologici sotterranei (Finlandia, Olkiluoto, gestito da Posiva Oy), altri paesi hanno viceversa abbandonato i loro progetti (ad esempio gli USA con Yucca Mountain, Nevada, che avrebbe dovuto essere gestito dal DOE, governativo).

Tali volumi teorici di materiale non possono essere "impacchettati" realmente in spazi del medesimo volume, ma devono essere "diluiti" in spazi più ampi soprattutto a causa del calore di decadimento delle scorie, della matrice in cui queste vengono incorporate per stabilizzarle, nonché delle barriere tecnologiche necessarie a contenerle (i contenitori, detti cask). Per tali ragioni i volumi reali sono maggiori di quelli teorici del materiale radioattivo in senso stretto. Nel caso del combustibile ritrattato, le 30 tonnellate annue scaricate dal reattore, producono 60 m³ di concentrato liquido ad alta attività ^[9], pari a circa 130 milioni di Curie. Con i processi sviluppati per solidificare la soluzione, il volume dei rifiuti ad alta attività si riduce a 4 m³, corrispondenti a circa 8 tonnellate^[9], che equivalgono a 28 m³, una volta posizionati nel canister^[11].

[modifica] Bibliografia

• (italiano) Virginio Bettini, Scorie. L'irrisolto nucleare, UTET, 2006. ISBN 9788802073521
• (inglese) Audeen W. Fentiman, James H. Saling, Radioactive Waste Management, New York: Taylor & Francis, 2002 (2a edizione).
• (inglese) B.V. Babu, S. Karthik, Energy Education Science and Technology, 2005, 14, 93-102.
• (inglese) Potential of thorium-based fuel cycles to constrain plutonium and to reduce the long-lived waste toxicity - (IAEA-TECDOC--1349), anno 2003.
• (inglese) Choppin G., Liljenzin J.O., Rydberg J., Radiochemistry and Nuclear Chemistry, 3-rd Ed., Butterworth-Heinemann, Oxford, UK, 2002.
• (inglese) IAEA-OECD, Uranium 2003: Resources, Production and Demand (the Red Book), Extensa-Turpin, Bedforshire, UK, 2003.
• (inglese) Cochran R.G., Tsoulfanidis N., The Nuclear Fuel Cycle: Analysis and Management, 2nd Ed., ANS, La Grange Park, IL, USA, 1999.

[modifica] Note

1. ↑ Riguardo alla problematica del plutonio
2. ↑ "The Future of Nuclear Power" - 2003 - Massachusetts Institute of Technology - ISBN 0-615-12420-8
3. ↑ [1]
4. ↑ ^{4,0 4,1} [2]
5. ↑ ^{5,0 5,1 5,2} [3]
6. ↑ ^{6,0 6,1} [4]
7. ↑ [5]
8. ↑ [6]
9. ↑ ^{9,0 9,1 9,2} Impianti Nucleari, Carlo Lombardi. ISBN: 9788881324794
10. ↑ Web Site International Nuclear Societies Council
11. ↑ Waste Management in the Nuclear Fuel Cycle

[modifica] Voci correlate

• Centrale nucleare
• Combustibile nucleare
• Energia nucleare
• Fallout nucleare
• Radioattività

[modifica] Collegamenti esterni

• Denuncia di Gianni Lannes che espone come la gestione dello smantellamento della Centrale nucleare di Caorso sia stata affidata alla Ndrangheta (Conferenza di Gianni Lannes su Facebook)