SEZIONI
- Smantellamento
- Funzionamento
- Trattamento dei rifiuti del circuito primario
- Trattamento di altri effluenti liquidi
- Trattamento degli effluenti gassosi
- Trattamenti dei rifiuti radioattivi solidi
- Trattamento di uno smantellamento
SMANTELLAMENTO
La chiusura di una centrale nucleare è una fase che chiude il ciclo di utilizzo utile dell’impianto e obbliga a condizionare e monitorare un impianto in uno stato di sicurezza, specialmente radiologica.
È importante definire tempi, alternative, tecnologie, investimenti e tecniche di smantellamento. Attualmente, e a causa della sequenza delle date di inizio dei programmi delle centrali nucleari in Spagna, ci stiamo avvicinando, con proroghe incluse, alla fine della vita utile di alcune di queste installazioni ed è necessaria una pianificazione adeguata di questo momento.
Gli organismi competenti incaricati di gestire lo smantellamento di una Centrale Nucleare e di condizionare i rifiuti derivanti in Spagna sono il Consiglio di Sicurezza Nucleare (CSN) e ENRESA.
A livello mondiale, il processo di smantellamento ha iniziato il suo percorso. Sulla base delle informazioni fornite dal CSN, per quanto riguarda i rifiuti a bassa e media attività, possiamo riassumere nella seguente tabella i processi già avviati;
| Germania | Svezia | USA | ||||
| Potenza e tipo di reattore | PWR | BWR | PWR | BWR | PWR | BWR |
| 1.200 MWe | 800 MWe | 900 MWe | 1.000 MWe | 1.000 MWe | 1.000 MWe | |
| Rifiuti | Volume (m3) | |||||
| Operazione (25 anni) | 40.000 | 6.000-20.000 | 6.300 | 7.500 | 21.700 | 40.000 |
| Smantellamento | 16.300 | 12.400 | 7.000 | 15.000 | 15.200 | 16.300 |
| Totale | 53.300 | 18.400 – 32.400 | 13.000 | 22.500 | 36.900 | 56.300 |
| Percentuale di rifiuti da smantellamento/operazione | 30% | 40%-70% | 50% | 70% | 40% | 30% |
Fonte: OECD Nuclear Energy Agency Report “Decommissioning of nuclear facilities: Feasibility, Needs and Costs”, Parigi 1986
Questo volume di rifiuti a bassa e media attività comporta processi che permettono la riduzione del volume di rifiuto per motivi di sicurezza e economici. In questi processi di concentrazione, i processi industriali di evaporazione e cristallizzazione giocano un ruolo fondamentale.
In particolare, nell’UE ci sono circa 95 grandi impianti nucleari di cui 39 centrali nucleari, 25 reattori non produttori di elettricità e 32 impianti nucleari per lo più del ciclo del combustibile.
Le centrali situate in Spagna sono nella loro maturità produttiva e in alcuni casi è stata concessa una proroga di funzionamento. In ogni caso, siamo prossimi a processi di smantellamento che devono essere programmati e studiati, come mostrato nel grafico allegato:
| Centrale | Titolare | Localizzazione (Provincia) | Potenza (MWe) | Tipo | Origine tecnologica | Anno (*) |
| José Cabrera | UFSA (100%) | Almonacid de Zorita (Guadalajara) | 160 | PWR | USA | 1968 |
| Garoña | Iberdrola (50%) Endesa (50%) |
Sta. María de Garoña (Burgos) | 466 | BWR | USA | 1971 |
| Almaraz I | Iberdrola (53%) CSE (36%) UFSA (11%) |
Almaraz (Cáceres) | 973,5 | PWR | USA | 1981 |
| Almaraz II | Iberdrola (53%) CSE (36%) UFSA (11%) |
Almaraz (Cáceres) | 982,6 | PWR | USA | 1983 |
| Ascó I | FECSA (60%) ENDESA (40%) |
Ascó (Tarragona) | 973 | PWR | USA | 1983 |
| Ascó II | FECSA (45%) ENDESA (40%) IBERDROLA (15%) |
Ascó (Tarragona) | 976 | PWR | USA | 1985 |
| Cofrentes | IBERDROLA (100%) | Cofrentes (Valencia) | 1.025,4 | BWR | USA | 1984 |
| Vandellós II | ENDESA (72%) IBERDROLA (28%) |
Vandellós (Tarragona) | 1009 | PWR | USA | 1987 |
| Trillo | UFSA (34,5%) IBERDROLA (48%) HC (15,5%) NUCLENOR (2%) |
Trillo (Guadalajara) | 1066 | PWR | GERMANIA | 1988 |
| (*) Anno della prima connessione alla rete. | ||||||
La cessazione dell’attività in una centrale nucleare di potenza può essere dovuta a molteplici fattori: economici, interesse del titolare, tecnologici (vita utile), ragioni di sicurezza, ecc.
La fine dell’attività di una centrale nucleare non comporta la fine del rischio di esposizione a radiazioni ionizzanti, a causa di processi di attivazione neutronica dei materiali, attività indotta da frammenti di fissione che hanno interessato elementi come il calcestruzzo, l’acciaio, il circuito di raffreddamento, i generatori di vapore, le piscine di stoccaggio del combustibile, i circuiti di trattamento chimico e volumetrico del primario, ecc.
È necessaria una pianificazione radiologica del processo di smantellamento. In una centrale nucleare si producono tre categorie di rifiuti: rifiuti di esercizio (bassa e media attività), rifiuti dovuti al combustibile esausto (alta attività), rifiuti da smantellamento (bassa e media attività). La gestione dei rifiuti ad alta attività ha una specificità e trattamento propri.
Questo articolo intende focalizzare l’attenzione su determinate operazioni di smantellamento che, per le loro caratteristiche, rientrano nel campo di esperienza di CONDORCHEM ENVITECH, come i processi di evaporazione, filtri e tecnologia associata alla minimizzazione dei rifiuti. La chiusura di una centrale nucleare comporta il ritiro dal servizio in modo sicuro e la riduzione dell’attività residua a livelli che permettano la fine del processo, l’utilizzo senza restrizioni del sito e la conclusione delle licenze amministrative. L’AIEA (Organizzazione Internazionale per l’Energia Atomica) definisce tre livelli nel processo di fuori servizio di un impianto nucleare;
- Livello 1: Chiusura sotto sorveglianza del sito
- Livello 2: Utilizzo parziale e condizionato del sito
- Livello 3: Utilizzo senza restrizioni del sito
Nei processi di smantellamento di una centrale nucleare si seguono altresì tre processi;
Processo 1: Chiusura sotto sorveglianza dell’impianto, scarico del combustibile esausto e dei rifiuti radioattivi di esercizio.
Processo 2: Eliminazione degli elementi radioattivi esterni al recinto di contenimento, così come delle strutture e degli elementi convenzionali, lasciando 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.
Processo 3: Smantellamento totale e demolizione delle strutture restituendo il sito all’uso senza restrizioni.
FUNZIONAMENTO DI UN REATTORE NUCLEARE
Un reattore di tipo PWR (reattore ad acqua pressurizzata) utilizza acqua come refrigerante del nocciolo del reattore. Le condizioni di esercizio si situano tra una pressione di 150 bar e temperature dell’ordine di 370°C. L’acqua del circuito primario, che raffredda il nocciolo del reattore, è a contatto con le guaine di zircaloy che contengono al loro interno il combustibile di UO2, arricchito al 4% in U-235. Una volta avviato il processo di fissione si produce un flusso di neutroni in esercizio di 3.1013 cm-2.s-1. Questo flusso neutronico deve essere moderato.
I processi di fissione del combustibile stesso e il flusso neutronico generano un calore che deve essere estratto mediante un refrigerante (acqua) contenuto in un circuito primario. Una volta terminata l’attività della centrale, il combustibile bruciato rimane all’interno delle guaine di zircaloy.
Questo combustibile sarà scaricato e immagazzinato nelle piscine del combustibile in modo da procedere al suo raffreddamento, controllo della subcriticità con acqua boroata e controllo del processo di decadimento di alcuni radionuclidi presenti. Inoltre, il trasferimento del combustibile esausto in una piscina comporta uno stoccaggio temporaneo con condizioni di sicurezza dovute alla barriera dell’acqua.
Nella composizione chimica dell’effluente che circola in un circuito primario, come refrigerante, di un reattore di tipo PWR si possono distinguere diverse specie chimiche;
a.- Specie chimiche provenienti dai frammenti di fissione. Questi rifiuti, generati nelle reazioni di fissione, possono diffondersi attraverso fessure delle guaine di combustibile e raggiungere il refrigerante. Sono importanti il Cs-137, Sr-90, I-129 tra gli altri. Sono rifiuti ad alta attività.
b.- In questo gruppo di rifiuti ci sono anche impurità provenienti dalla costruzione delle guaine di zircaloy, che possono essere state attivate dal flusso di neutroni. Si generano prodotti per reazioni nucleari di cattura e retrocessione.
c.- Specie chimiche provenienti dalla discendenza transuranica. Questo tipo di rifiuti proviene dai discendenti radioattivi dell’uranio-238 e uranio-235. All’interno di questo gruppo è importante il Pu-239 per la sua lunga vita, 29.400 anni, e la sua tossicità. Sono anch’essi rifiuti ad alta attività. Questo tipo di rifiuti, normalmente trattenuti all’interno delle guaine, possono anche diffondersi attraverso fessure e raggiungere il circuito primario.
d.- Prodotti di attivazione degli elementi strutturali. Il circuito primario contiene circa 10.000 m² di superficie di scambio in acciaio Inconel (75% Ni, con impurità principale Co-59). Questi elementi strutturali si attivano con il flusso neutronico e producono isotopi a bassa e media attività che si staccano per corrosione della struttura in acciaio (tasso di corrosione di 2 mg/dm².mese). La presenza di H2O2 favorisce la forma ossidata per la successiva cattura da parte delle resine a scambio ionico. Il C-14 nasce come attivazione dell’aria (CO2) disciolta nel liquido refrigerante. L’H-3 appare come attivazione dell’idrogeno presente nell’acqua, nel LiOH (regolatore di pH) e nei protoni dell’acido borico.
Nel circuito primario si possono rilevare come rifiuti a bassa e media attività le seguenti specie, la maggior parte delle quali generate per cattura neutronica o attivazione della struttura:
| Radionuclide | Emivita (anni) | Tipo di radiazione | Modo di produzione |
| H-3 | 12,3 | β | Fissione;Li-6(n,α) |
| Fe-55 | 2,6 | RX | Fe-54(n,ɣ) |
| Co60 | 5,26 | β, ɣ | Co-59(n,ɣ) |
| Sr-90 | 28.1 | β | Fissione |
| Cs-137 | 30 | β,ɣ | Fissione |
| Pu-241 | 13.2 | α,ɣ | Cattura n |
| Cm244 | 17.6 | α,ɣ | Cattura n |
| Cr-51 | 27.7 giorni | (EC)β+,ɣ | Cr-50(n,ɣ) |
| Mn-54 | 312 giorni | (EC)β+,ɣ | Fe-54(n,p) |
| Co-58 | 70.8 giorni | (EC)β+ | Ni-58(n,p) |
| Zn-65 | 244 giorni | (EC)β+ | Zn-64(n,ɣ) |
| Cs-134 | 2,06 | β, ɣ | Cs-133(n,ɣ) |
Come specie ad alta attività, che saranno oggetto di trattamento, possiamo evidenziare:
| Radionuclide | Emivita (anni) | Tipo di radiazione | Modo di produzione |
| C-14 | 5730 | β | N-14(n,p) |
| Ni-59 | 80000 | β,(EC) | Ni-58(n,ɣ) |
| Ni-63 | 92 | β | Ni-62(n,ɣ) |
| Nb-94 | 20000 | β | Nb-93(n,ɣ) |
| Tc-99 | 212000 | β, ɣ | Fissione;Mo-98(n,ɣ) |
| I-129 | 11700000 | β | Fissione |
| Cs135 | 3000000 | β, ɣ | Desc.Xe135,Fissione |
| U-235 | 710000000 | β, ɣ | Naturale |
| U-238 | 4510000000 | α | Naturale |
| Np-237 | 2140000 | α | U-238(n,2n) |
| Pu-238 | 86.4 | α | Np-237(n,ɣ) |
| Pu-239 | 24400 | α ,β,ɣ | U-238(n,ɣ) |
| Pu-242 | 279000 | α ,ɣ | Catture multiple |
| Am-241 | 458 | α ,ɣ | Desc.Am-242 |
| Am-243 | 7950 | α ,ɣ | Catture multiple |
| Cm-243 | 32 | α ,ɣ | Catture multiple |
Nel refrigerante bisogna considerare la presenza di B-10, con l’obiettivo di moderare il flusso di neutroni. Questo elemento, per cattura neutronica, si trasforma in Li-7, stabile. La maggior parte dei rifiuti a bassa e media attività si produce nel circuito primario. Questi vengono evacuati mediante un sistema di resine a scambio cationico. Il LiOH come regolatore di pH e le attivazioni neutroniche dell’ossigeno e dell’idrogeno dell’acqua.
Trattamento dei rifiuti del circuito primario
D’altra parte, il circuito primario di un reattore PWR dispone di un sistema di purificazione in modo che dai 175.000 kg di
refrigerante in circolazione, vengano estratti per trattamento e derivati a un sottosistema di purificazione circa 17.000 kg con l’obiettivo di trattare gli elementi di attivazione (Co-60, Mn-54), alcuni dei prodotti di fissione diffusi attraverso le guaine (137Cs, Sr-90) e specificamente recuperare e modulare la concentrazione di boro. Tutto questo processo si svolge mediante il sistema chimico e volumetrico.
Trattamento di altri effluenti liquidi
I principali effluenti liquidi oggetto di trattamento sono:
- Drenaggi delle apparecchiature.
- Drenaggi dei suoli.
- Scarichi controllati del circuito primario per degassificare e purificare il circuito.
- Sfiato del generatore di vapore.
- Processi di decontaminazione, lavaggi e laboratori.
Gli effluenti liquidi a bassa e media attività vengono raccolti in due serbatoi
a. Quello della lavanderia, docce e acque di lavaggio di decontaminazione.
b. Serbatoio di drenaggio dei suoli, rifiuti liquidi ad alta attività, eluizioni provenienti da recuperi di boro, sfiati dei generatori di vapore.
Gli effluenti liquidi vengono portati a serbatoi di controllo volumetrico dopo il passaggio attraverso i filtri e, in base alle loro caratteristiche di conducibilità, vengono trattati con resine a scambio ionico. Questo processo inizia con un abbassamento della temperatura dell’effluente, e successivamente viene derivato a un sistema di resine a letto misto, per trattenere i diversi ioni presenti nel refrigerante.
L’attività specifica del refrigerante nel circuito primario deve essere inferiore a 37 MBq/Kg (1 μCi/g) in dose equivalente di I-131. Il letto cationico nella forma Li-7, fortemente acido, tratterrà Co, Cs, Sr, Ni, Mn. Il letto anionico in forma ionica OH– tratterrà lo iodio.
Successivamente, l’effluente viene derivato a un sistema di recupero del boro, con l’obiettivo di trattenere la specie H2BO32-, e modulare la concentrazione di boro in soluzione. Infine, l’effluente viene derivato a un serbatoio di controllo volumetrico dove verrà reintrodotto nel circuito primario.
Un altro sistema di resine tratterà gli sfiati dei generatori di vapore, appartenenti al sistema secondario. Le resine e le acque di eluizione vengono trattate con evaporatori a convezione forzata per ridurre il volume e concentrare i solidi.
Il condensato viene portato a serbatoi di controllo e i gas vengono trattati in depositi di ritenzione, per ridurre l’idrogeno e diminuire i radioisotopi a vita breve. Negli evaporatori si raggiungono valori di concentrazione di attività tra 10 e 50 con fattori di decontaminazione di 104 e 105.
Questi solidi concentrati vengono trattati con cemento e agglomerante, e inseriti in bidoni da 220 litri per la loro gestione. In ogni centrale nucleare esiste l’ETF (Specifiche Tecniche di Funzionamento), sottoposto a ispezione del regolatore, che stabilisce le restrizioni operative della dose equivalente efficace dovuta al totale degli effluenti, che è di 100 μSv/anno, da distribuire tra gli effluenti liquidi e gassosi.
In caso di scarichi nell’ambiente, secondo le specifiche di 10CFR20, lo scarico deve rispettare:
| Radionuclide | Attività massima del radionuclide nello scarico (MBq/m³) |
| Cs-137 | 0.74 |
| Cs-134 | 0.33 |
| Co-60 | 1.85 |
| Mn-54 |