Livelli e aspetti legali nello smantellamento di una centrale nucleare

SEZIONI

• Smantellamento delle centrali nucleari in Spagna
• Livelli del processo di smantellamento
• Aspetti legali
• Processo di gestione dei rifiuti nello smantellamento
• Filosofia dello smantellamento

SMANTELLAMENTO DELLE CENTRALI NUCLEARI IN SPAGNA

In un tempo ragionevolmente breve, la Spagna dovrà affrontare lo smantellamento del parco nucleare così come lo conosciamo ora. Attualmente in Spagna sono attive cinque centrali nucleari; Ascó (I e II), Almaraz (I e II), Cofrentes, Vandellós (II) e Trillo.

Il processo di smantellamento è in corso, in diverse fasi, nelle centrali di José Cabrera (Zorita), Vandellós (I), Santa María de Garoña.

Nel 2021 è previsto l’inizio dello smantellamento della CN Almaraz I, nel 2023 della CN Almaraz II e della CN Ascó I, nel 2024 della CN Cofrentes, nel 2025 della CN Ascó II, della CN Vandellós II nel 2027 e chiuderà il ciclo la CN Trillo nel 2028.

Questo processo di smantellamento implica una serie di operazioni industriali specializzate e allo stesso tempo un’opportunità di business per aziende specializzate nel trattamento dei rifiuti industriali.

Si deve tenere presente che, indipendentemente dai rifiuti e dalle installazioni che hanno un carico radioattivo elevato (rifiuti ad alta attività ed elementi attivati), ci sarà un’altra parte con elementi idonei per entrare nei circuiti industriali come l’acido borico dei sistemi ausiliari.

Un problema derivante dalla caratterizzazione radiologica dei materiali candidati alla declassificazione è la difficoltà di misurare concentrazioni di radionuclidi a livelli di attività molto bassi, il che sta obbligando a sviluppare sistemi di misura estremamente sensibili. In Spagna l’emittente della licenza di smantellamento è il Ministero dell’Industria previo parere favorevole del CSN e del Ministero dell’Ambiente, essendo l’autorità del processo di smantellamento ENRESA.

Il tipo di strategia di smantellamento influenza il volume dei rifiuti generati e il tipo di rifiuti prodotti, così come il momento in cui questi devono essere gestiti.

A parte, per la sua specificità e importanza, il rifiuto ad alta attività proveniente fondamentalmente dal combustibile esaurito, si possono considerare i seguenti livelli di chiusura:

Livello 1: Volume di rifiuti poco significativo.
Livello 2: Grande volume di rifiuti a media e bassa attività.
Livello 3: Grande volume di rifiuti a media/bassa e alta attività provenienti dal materiale attivato dal funzionamento del reattore così come dalle schermature biologiche.

LIVELLI DEL PROCESSO DI SMANTELLAMENTO

Il processo di smantellamento di una centrale nucleare che ha terminato il suo ciclo di vita operativo si divide genericamente in tre fasi:

Livello 1

Processo di chiusura sotto sorveglianza dell’impianto, scaricato il combustibile ed evacuati dalla centrale il combustibile e i rifiuti radioattivi di esercizio (mothballing in termine anglosassone).

Si procede al ritiro degli elementi combustibili irradiati, barre di controllo ed effluenti liquidi attivati. Si mantiene la barriera fisica del circuito primario come elemento di protezione. Le parti con il livello più elevato di radiazione si trovano nella zona del nucleo del reattore.

Questo edificio rimane sotto controllo di protezione radiologica, e il processo di accesso si realizza sotto controllo di dosimetria.

Lo scarico del combustibile costituisce la prima attività da svolgere una volta fermata definitivamente la Centrale. Sebbene in realtà non sia un’attività di smantellamento, condiziona spesso questo, in funzione dell’esistenza o meno di impianti di ritrattamento del combustibile o di stoccaggio.

Nel caso in cui non esistano tali impianti, può essere richiesto lo stoccaggio nelle piscine della centrale o in un’altra installazione creata a tale scopo (depositi individualizzati), fatto che può condizionare notevolmente lo smantellamento. Si procede alla sigillatura di valvole, punti di connessione, giunti, ecc.

Uno degli elementi fondamentali in questa fase 1 è la realizzazione di un inventario radioattivo. La conoscenza dell’inventario quantitativo e del tipo di radionuclidi esistenti nell’impianto al momento della fermata è fondamentale per pianificare l’esecuzione dello smantellamento, in aspetti come:

• Classificazione radiologica dei materiali provenienti dallo smantellamento. Determinazione dei fattori di decontaminazione.
• Stime dei rifiuti che verranno generati.
• Stime delle dosi che possono ricevere i lavoratori.
• Necessità di schermature, ecc.

L’inventario radioattivo dell’impianto una volta rimosso il combustibile si divide in due categorie:

1. Radioattività dovuta all’attivazione neutronica negli elementi del reattore.
2. Contaminazione radioattiva depositata superficialmente all’interno ed esterno dei sistemi, che sono stati a contatto con fluidi radioattivi ad alta attività.

I principali prodotti di fissione a lunga vita sono: (Cs-137 e Sr-90). Il (Co-60, Fe-55, Ni-59, Ni-63) sono i principali costituenti dei prodotti di corrosione attivati. Nel calcestruzzo, i radioisotopi più importanti sono Eu-152 e Eu-154 (vita media di 13 e 8,8 anni).

Il C-14 è un radioisotopo a lunga vita (periodo di 5.700 anni), ma la radiazione beta che emette è di bassa energia per cui non costituisce un rischio di irradiazione, anche se deve essere considerato per lo stoccaggio dei rifiuti.

Gli studi disponibili indicano che l’attività residua totale dovuta all’attivazione di componenti e strutture del reattore è molto più elevata della contaminazione depositata nei sistemi, apparecchiature e edifici esterni al reattore.

La prima grandezza può raggiungere un valore di 2.10^17 Bq per una centrale ad acqua leggera da 1.100 MWe, immediatamente dopo la fermata, mentre la contaminazione superficiale può oscillare tra 10^11 e 10^14 Bq.

Il rischio di irradiazione da radiazione ɣ e la contaminazione corporea per incorporazione di radionuclidi nell’organismo sarà una delle principali preoccupazioni.

In questo processo si deve tenere conto della vita media dei diversi isotopi per capire che in determinati casi (isotopi a vita media), questi elementi cesseranno di essere un problema radiologico.

Per esempio, l’attività del Co-60 si riduce a un millesimo in 50 anni. Tenendo conto dell’energia della radiazione gamma emessa dal Co-60, la presenza di attività importanti di questo isotopo, responsabile in gran parte delle dosi di esposizione, può limitare notevolmente l’accesso delle persone a determinate zone dell’impianto e aumentare considerevolmente il volume di rifiuti generati durante l’operazione di smantellamento.

Dopo i 50 anni, l’attività degli isotopi a lunga vita, come Ni-63 e Nb-94, inizia a predominare, decrescendo l’inventario radioattivo molto lentamente, per cui dilazionare oltre lo smantellamento presenta pochi vantaggi dal punto di vista della protezione radiologica.

La fase 1 si caratterizza per un programma di ispezione specifico.

Livello 2

Eliminazione degli elementi radioattivi, esterni al recinto di contenimento, così come strutture ed elementi convenzionali, rimanendo immagazzinati e sigillati nel recinto di contenimento i componenti con maggiore attività specifica.

L’edificio di contenimento può essere interrato o meno; il sito rimane disponibile per essere utilizzato con restrizioni (entombing, in termine anglosassone).

La barriera fisica che costituisce il circuito primario si riduce al minimo. Si procede a rimuovere gradualmente e sotto controllo radiologico le parti più facilmente smontabili e si controllano le sigillature. Se necessario si interpone una barriera di protezione biologica.

L’edificio di contenimento, previo studio radiologico, può essere eliminato parzialmente e i materiali che non presentano attività possono essere riutilizzati. Si procede a decontaminare le zone liberate. La sorveglianza diminuisce ma si effettuano controlli periodici programmati.

Livello 3

Smantellamento totale e demolizione delle strutture, restituendo al sito l’uso senza restrizioni (dismantling, in termine anglosassone).

Si caratterizza per la rimozione degli elementi che ancora si mantengono nella zona della centrale e che rispetto al fondo radioattivo naturale presentano valori elevati.

I livelli di radiazione presenti devono essere autorizzati. La zona deve rimanere per libero uso di altre attività industriali.

ASPETTI LEGALI

A livello legale si stabiliscono i limiti a partire dai quali si fissa un limite di attività per materiali contaminati per i quali i materiali contaminati che non prevedano un uso successivo non saranno considerati come rifiuti radioattivi, e la loro gestione può essere effettuata secondo la normativa applicabile.

In riferimento alla normativa che regola questa attività, il Real Decreto 783/2001, del 6 luglio, con cui si approva il Regolamento sulla protezione sanitaria contro le radiazioni ionizzanti, per quanto riguarda i rifiuti radioattivi, stabilisce le norme sul loro stoccaggio, sull’evacuazione di effluenti e rifiuti solidi nell’ambiente (solo con autorizzazione espressa), e fissa il regime sanzionatorio per le sue inosservanze, tra cui quelle relative al non disporre dei sistemi adeguati per lo stoccaggio, trattamento e, se del caso, evacuazione di effluenti e rifiuti solidi o evacuare questi senza autorizzazione o superando i livelli autorizzati per l’emissione.

Nell’Istruzione IS-05, del 26.02.03, del CSN, si definiscono i valori di esenzione per i nuclidi come stabilito nell’allegato I del Real Decreto 35/2008 (RINR).

Il Real Decreto 1349/2003, del 31 ottobre, sull’ordinamento delle attività di ENRESA, e il suo finanziamento, raccoglie in un’unica norma tutta la legislazione che precedentemente esisteva in merito, abrogandola totalmente o parzialmente. Così, stabilisce nuovamente come compiti di ENRESA, tra gli altri, i seguenti:

• Stabilire sistemi per la raccolta, trasferimento e trasporto dei rifiuti radioattivi.
• Trattare e condizionare i rifiuti radioattivi. Ricerca di siti, progettazione, costruzione e operazione delle installazioni necessarie per lo stoccaggio temporaneo e definitivo dei rifiuti radioattivi.
• Gestire le operazioni relative allo smantellamento e chiusura delle installazioni nucleari e radioattive.
• Infine, stabilisce le forme (contratti) di relazione tra ENRESA e i titolari delle installazioni nucleari e radioattive, e stabilisce anche i meccanismi di finanziamento di ENRESA.

Indipendentemente dai riferimenti precedenti, anche se non si tratta di una norma regolamentare, esiste il “Protocollo sulla collaborazione nella sorveglianza radiologica dei materiali metallici”, di novembre 1999, di straordinaria importanza per quanto comporta di regolamentazione di installazioni e attività potenzialmente generatrici di volumi di rifiuti radioattivi non trascurabili in caso di incidenti.

Questo protocollo è accompagnato da una Risoluzione di Trasferimento generica a ENRESA dei materiali radioattivi che si rilevano o generano per la loro gestione come rifiuti radioattivi.

In essa si stabiliscono livelli di esenzione al di sotto dei quali non è necessaria la loro gestione come rifiuti radioattivi e livelli di indagine per il caso di incidente.

PROCESSO DI GESTIONE DEI RIFIUTI NELLO SMANTELLAMENTO

Il principio base di gestione consiste nell’istituzione di livelli di attività che permettano la classificazione dei materiali provenienti dallo smantellamento in gruppi o categorie ben differenziate, a ciascuno dei quali sarà applicato un sistema specifico di gestione.

Uno degli aspetti che meritano di essere evidenziati nello smantellamento delle centrali nucleari è la gestione del grande volume di rifiuti che si generano.

A causa delle peculiarità dei diversi edifici che costituiscono l’ambiente di una Centrale Nucleare, si producono nel processo di smantellamento una grande varietà di materiali che possono essere oggetto di successivo riutilizzo.

Il volume dei rifiuti che devono essere trattati e immagazzinati diminuisce man mano che trascorre il tempo dalla fine dell’operazione. Pertanto, anche per l’interesse nella riduzione del volume di rifiuti radioattivi generati, può convenire ritardare determinate fasi dello smantellamento.

Tipologia dei materiali

Secondo criteri di protezione radiologica, i materiali che si originano in un processo di smantellamento si dividono in diversi livelli di attività.

I livelli di attività (che devono essere autorizzati dall’Organismo Regolatore) permettono la catalogazione dei materiali nei seguenti gruppi:

Materiali convenzionali, quelli la cui attività è inferiore alla soglia autorizzata.

• Materiali metallici di apparecchiature e strutture oggetto di smantellamento. – Calcestruzzi e macerie di zone contaminate.
• Cavi elettrici, condutture metalliche, tubazioni metalliche.
• Altre apparecchiature di smantellamento di materiali diversi.
• Rifiuti derivanti dai lavori di smantellamento (rifiuti secondari), come: Rifiuti tecnologici prodotti dalle apparecchiature di intervento.

Materiali debolmente contaminati suscettibili di declassificazione.

In primo luogo si determina l’attività dei diversi elementi e si procede alla loro caratterizzazione e segregazione. Nel caso sia necessario si procede alla loro decontaminazione.

Una volta effettuato il processo, si determina il nuovo valore di attività e il suo confronto con il valore soglia. Se i valori sono conformi alle prescrizioni radiologiche, si declassificano e si gestisce il rifiuto con metodi convenzionali (libero uso o destinazioni autorizzate).

Rifiuti radioattivi costituiti dal resto dei materiali contaminati.

I rifiuti radioattivi saranno sottoposti a processi di caratterizzazione radiologica e caratterizzazione fisica e chimica. Una volta caratterizzati come rifiuti ad alta, bassa o media attività si procederà alla loro segregazione e trattamento specifico.

I rifiuti solidi risultanti dal trattamento di effluenti liquidi e gassosi originati dalle operazioni di smantellamento e decontaminazione saranno caratterizzati e si procederà alla loro inertizzazione o localizzazione in un sito individualizzato.

I rifiuti radioattivi saranno sottoposti ai processi di: caratterizzazione radiologica, segregazione e stoccaggio (temporaneo), trattamento e condizionamento secondo la loro natura e in accordo con i requisiti di accettazione del Centro di Trasporto e evacuazione nel Centro di Stoccaggio.

Gli effluenti radioattivi (liquidi e gassosi) generati durante lo smantellamento saranno sottoposti a diversi trattamenti secondo la loro natura (filtrazione, scambio ionico, ecc.), prima del loro scarico controllato, applicando i limiti e controlli autorizzati per ciascuna installazione.

La tabella seguente fornisce esempi di stime del volume di rifiuti a bassa e media attività generati per diversi tipi di reattori sia nelle operazioni di smantellamento che durante l’operazione.

(Fonte: OECD Nuclear Energy Agency Report – Parigi 1986)

Si può stimare che del totale delle rottami metallici risultanti da uno smantellamento (Livello 3) di una centrale da 1.000 MWe, il 50% sia potenzialmente riutilizzabile.

Allo stesso modo, delle 180.000 t di calcestruzzo che risulterebbero, circa 13.500 t sarebbero potenzialmente contaminate e 4.700 t potenzialmente attivate.

FILOSOFIA DELLO SMANTELLAMENTO

Attualmente esistono due filosofie limite di smantellamento tra le quali si possono adottare diversi termini intermedi.

Lo smantellamento e la chiusura di una centrale nucleare comportano un costo importante per la società e generano benefici (liberazione del sito e eliminazione dei rischi potenziali inerenti) difficilmente quantificabili, salvo che siano apprezzati come beni scarsi quando se ne abbia un bisogno impellente.

In primo luogo esiste la filosofia applicata nel Regno Unito.

Nel Regno Unito il processo di smantellamento inizia con il livello 1 di chiusura con una durata di 30 anni, trascorsi i quali inizierà il Livello 2 e come risultato le strutture rimanenti della centrale saranno “interrate” rimanendo così 100 anni di latenza, per affrontare uno smantellamento di Livello 3, circa 130 anni dopo la fermata della centrale.

Questo modo di affrontare il problema dilata nel tempo il problema e diminuisce il carico radiologico che gli operatori subiscono durante il processo di smantellamento, utilizzando la proprietà del decadimento radioattivo.

Si utilizzeranno tecniche praticamente manuali. Le provviste economiche alla data della fermata saranno piccole se si mantiene un tasso di interesse reale positivo.

Come inconvenienti, si può dedurre rapidamente che si ipoteca il sito per molto tempo, che la gestione e lo stoccaggio definitivo dei rifiuti è inesistente e che i rischi inerenti all’installazione, sebbene piccoli, rimarranno durante il tempo di latenza, così come il loro potenziale impatto ambientale.

L’altra filosofia di smantellamento ha il suo esempio pratico in Giappone.

Lo smantellamento avviene in modo praticamente immediato portando il processo a un livello 3 di chiusura. Il sito viene liberato immediatamente e si eliminano rapidamente i rischi inerenti.

In contrapposizione i rischi radiologici nel processo di smantellamento sono elevati. A causa dell’alto livello di radiazione che si produce alla fermata è necessario utilizzare sistemi di telemanipolazione e robot nei processi di smantellamento.

RIFERIMENTO

CONFERENZE CIEMAT. GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI. MINISTERO DELLA SCIENZA E INNOVAZIONE.
ISTRUZIONI CSN