1 Francia
La Francia è il maggiore produttore di energia nucleare dell'Unione
Europea; EdF gestisce 58 reattori PWR con una capacità di 63
GWe.
Due reattori veloci sono adibiti principalmente a scopi di ricerca
e nel luglio 1997 è stata decisa la chiusura definitiva di uno di
essi.
La produzione annua nazionale di energia elettrica nucleare è
di circa 370 TWh, ossia circa il 76% dell'intera produzione di elettricità
francese. Circa il 20% dell'elettricità prodotta nel 1995 è
stato esportato.
Leggi e Organismi
Con Decreto congiunto dei Ministri dell'Industria, dell'Economia
e del Bilancio del 7 novembre 1979 é stata creata, in seno al CEA
(Commissariat à l'Energie atomique) l'ANDRA (Agenzia Nazionale per
la Gestione dei Rifiuti Radioattivi).
La Legge N° 91-1381 del 30 dicembre 1991, relativa alla gestione
dei rifiuti radioattivi, ha sganciato l'ANDRA dal CEA, trasformandola in
un organismo pubblico industriale e commerciale, sotto la tutela dei Ministri
dell'Industria, della Ricerca e dell'Ambiente.
Oltre ai compiti specifici di gestione (raccolta rei rifiuti, predisposizione
e gestione dei siti nazionali di deposito sia per la bassa attività
che per l'alta attività) l'ANDRA ha anche la responsabilità
di definire le specifiche nazionali per il condizionamento dei rifiuti,
di promuovere e contribuire ai programmi di ricerca nazionali in materia
di gestione dei rifiuti, di aggiornare lo stato e la localizzazione di
tutti i rifiuti radioattivi che si trovano sul territorio nazionale.
Gestione dei rifiuti a bassa e media attività
I rifiuti radioattivi provengono principalmente dall'operazione delle
centrali, dagli impianti di riprocessamento a La Hague (COGEMA), dagli
impianti di fabbricazione del combustibile (Framatome), dal funzionamento
dei Centri di Ricerca Nucleare del CEA, dallo smantellamento delle installazioni
nucleari e dalla utilizzazione medico industriale.
Per lo smaltimento dei rifiuti a bassa e media attività, ANDRA
ha progettato e costruito due impianti di smaltimento in superficie. Il
primo, il Centre de la Manche, accanto all'impianto di ritrattamento di
La Hague, nel giugno 1994 ha esaurito la capacità di progetto di
526,000 m3. Ora è interamente coperto da una calotta di protezione
a più strati ed è oggetto di controlli istituzionali per
una durata di 300 anni. Il secondo impianto, il Centre de l'Aube (250 km
a est di Parigi), progettato nella metà degli anni '80 e diventato
operativo nel gennaio 1992, è destinato a ricevere 1,000,000 m3
di rifiuti radioattivi.
Nel 2004, nei pressi del sito di Aube, dovrebbe entrare in operazione
un sito di smaltimento in superficie per i rifiuti radioattivi a bassissima
attività (VLLW) che originano principalmente dalle attività
di smantellamento delle centrali nucleari. L'attività media di tali
rifiuti è di 10 Bq/g e si prevede uno smaltimento di ca. 25.000
m3 l'anno.
Gestione dei rifiuti ad alta attività e del combustibile irraggiato
Il combustibile irraggiato è ritrattato nell'impianto di La
Hague. In questo impianto viene anche trattato il combustibile proveniente
da altri paesi dell'UE, dalla Svizzera e dal Giappone. Il plutonio recuperato
è riciclato in combustibile a ossidi misti (MOX). Venti dei 58 PWR
usano attualmente combustibile MOX e nel 2005 dovrebbero diventare 28.
Per la gestione dei rifiuti a media ed alta attività, la legge
del 30 dicembre 1991 ha istituito un preciso quadro legislativo e specificato
le ricerche da svolgere. La legge stabilisce lo svolgimento di studi in
tre settori di ricerca entro un periodo di 15 anni. I tre settori di ricerca
sono:
1. Separazione e trasmutazione degli isotopi radioattivi a lunga vita
nei rifiuti. Attraverso l'esposizione dei radionuclidi dei rifiuti ad un
flusso di neutroni, è possibile provocare reazioni di fissione e
cattura che portano a prodotti con un periodo di dimezzamento più
breve e/o una radiotossicità inferiore. La ricerca è affidata
al CEA.
2. Valutazione delle opzioni di smaltimento in formazioni geologiche
profonde, in particolare attraverso la realizzazione di laboratori sotterranei
per studiare le caratteristiche del sito e acquisire dati geologici e idrogeologici
su vasta scala. ANDRA è responsabile di questo secondo settore di
ricerca.
3. Studio sui processi di condizionamento e sulle tecniche di stoccaggio
in superficie a lungo termine dei rifiuti. Studio a cura della CEA.
Nel 2006, una valutazione dei risultati conseguiti dovrebbe consentire
di prendere una decisione sulla gestione a lungo termine dei rifiuti radioattivi
ad alta attività.
Il 7 Agosto 2000, dopo 8 anni di negoziazioni e mediazioni con le autorità
locali, il Governo ha autorizzato l'ANDRA a realizzare un laboratorio sotterraneo
presso il sito di Bure, nella Francia dell'est, per studi in formazioni
di argilla. I lavori sono iniziati nel Settembre 2000.
2 Gran Bretagna
Nel Regno Unito sono in funzione 35 centrali nucleari (20 reattori
Magnox, 14 AGR ed un PWR). La capacità totale è di 12.9
GWe, con una quota di ca. il 28% (1998) sulla produzione nazionale
di elettricità.
Leggi e Organismi
Le principali leggi che regolano la gestione dei rifiuti radioattivi
sono:
Nuclear Installation Act (1965, emendato da "Regulations" del 18
settembre 1990)
Radioactive Substances Act Sections (RSA 1993).
Il controllo sulla sicurezza degli impianti ed installazioni nucleari
è affidato al Nuclear Installations Inspectorate (NII). Nello smaltimento
dei rifiuti radioattivi il controllo viene esercitato anche dalla Environment
Agency in Inghilterrra e Galles (EA) e dalla Scottish Environment Agency
in Scozia (SEPA).
I compiti operativi sono affidati a tre organismi:
La British Nuclear Fuel Ltd.(BNFL) che fornisce, su basi commerciali
(anche a clienti esteri), servizi di ritrattamento e di trattamento, condizionamento
e "interim storage" di rifiuti radioattivi ad alta e media attività,
e che gestisce il sito di Drigg per lo smaltimento dei rifiuti a bassa
attività.
La UKAEA, l'organismo nazionale di ricerca per l'energia nucleare,
con il compito anche di ritrattare il combustibile dei reattori di ricerca
a Dounreay.
La NIREX, fondata nel 1982 per attuare la strategia governativa di
smaltimento definitivo dei rifiuti di media attività.
Gestione dei rifiuti radioattivi
Nel Libro bianco del governo "Review of Radioactive Waste Management
Policy: Final Conclusions" (1995) vengono tracciate le linee guida riguardo
la politica di gestione dei rifiuti radioattivi. L'obiettivo principale
è di garantire una gestione dei rifiuti radioattivi, basata su una
consultazione nazionale dei cittadini, all'insegna della sicurezza e conformemente
alle norme e agli orientamenti internazionali.
I rifiuti radioattivi a bassa attività (LLW) sono smaltiti dalla
BNFL, l'industria nucleare inglese che opera in tutti i settori del ciclo
del combustibile, nei depositi di tipo superficiale a Drigg.
La NIREX ha proposto nel 1995 la costruzione di un laboratorio sotterraneo
a 650 m di profondità presso Sellafield. Gli studi servivano a caratterizzare
il sito per un potenziale impianto di smaltimento in profondità
per ILW e LLW ad elevato contenuto di alfa emettitori. Tuttavia, nel 1997,
il Segretario di Stato per l'Ambiente, anche in seguito a parere negativo
delle Autorità locali della Contea della Cumbria, non ha concesso
l'autorizzazione alla costruzione del laboratorio.
In seguito a questa decisione, nel 1998 è iniziato un processo
di riesame di tutta la strategia di gestione dei rifiuti radioattivi.
Sulla base dei risultati di una Commissione d'inchiesta del Parlamento
sulla gestione dei rifiuti radioattivi, il Governo sta preparando un documento
sulla strategia di gestione dei rifiuti radioattivi e del combustibile
irraggiato.
Gestione del combustibile irraggiato
Il combustibile irraggiato viene ritrattato presso gli impianti della
BNFL a Sellafield. Gli HLW provenienti dal ritrattamento sono vetrificati
dalla BNFL e poi tenuti in stoccaggio per almeno cinquanta anni per consentire
il decadimento della generazione di calore.
3 Germania
L'attuale parco di reattori nucleari, comprendente 19 reattori ad
acqua leggera con una capacità installata di 21.1 GWe, copre il
31% circa del consumo di elettricità.
Nel Giugno 2000, il Governo Federale ha concluso un accordo con le
industrie nucleari per la graduale uscita della Germania dall'energia nucleare.
L'accordo prevede la chiusura delle centrali ad una prefissata produzione
globale di elettricità e, comunque, un tempo di vita non superiore
ai 32 anni.
Leggi e Organismi
Le Leggi di riferimento sono:
Atomic Energy Act (15 luglio 1985, emendato il 19 luglio 1994)
Radiation Protection Ordinance (13 ottobre 1976, emendato il 2 agosto
1994)
Directive on the Control of Radioactive Waste (16 gennaio 1989, emendato
il 14 gennaio 1994).
La responsabilità per la gestione dei rifiuti radioattivi è
del Bfs (Ufficio Federale per la Protezione dalle Radiazioni), creato nel
1976 e posto sotto la giurisdizione del BMU (Ministero Federale per l'Ambiente,
la Protezione della Natura e la Sicurezza dei Reattori). Il BfS si avvale,
per gli aspetti operativi delle Società DBE (per la costruzione
e l'operazione di depositi per Rifiuti Radioattivi) e GNS (per i Servizi
Nucleari, come condizionamento, trasporti etc
, di proprietà per
l'80 % dell'industria nucleare).
Gestione dei rifiuti radioattivi
Fin dagli anni '60, la politica di gestione dei rifiuti radioattivi
prevede in Germania lo smaltimento in profondità di tutti i rifiuti
radioattivi, bassa, media ed alta attività. Dal 1994, anche il combustibile
irraggiato può essere smaltito in formazione geologica. Fino ad
oggi, questa è la situazione dei rifiuti radioattivi smaltiti in
Germania:
1. Nella miniera di sale di Asse, chiusa nel 1978, sono stati smaltiti
ca. 30.000 m3 di LLW e ILW (no HLW, cioè le scorie ad alta attività
radioattiva)
2. Nella miniera di sale di Morsleben, già usata per lo smaltimento
dei rifiuti radioattivi dalla Germania Est, fino al 1998 sono stati smaltiti
ca. 37.000 m3 di rifiuti LLW e ILW e 6.600 sorgenti dismesse.(no HLW, cioè
le scorie ad alta attività radioattiva) Ora, a seguito di un'indagine
di sicurezza, sono in corso le procedure per la chiusura del sito.
Non esistendo più al momento attuale un sito per lo smaltimento,
i rifiuti radioattivi (ca. 80.000 m3 di L-ILW e ca. 2.000 m3 di HLW) sono
oggi stoccati in depositi temporanei presso i principali siti di produzione.
Recentemente il Governo Federale ha tracciato i nuovi indirizzi riguardo
lo smaltimento dei rifiuti radioattivi:
1. Gorleben
Le esplorazioni presso il sito di Gorleben, dove da ca. 10 anni sono
in corso studi per lo smaltimento in miniera di sale alla profondità
di 840 m, sono state fermate per almeno 3 anni. Il motivo principale è
la non idoneità del sale a rispondere ad alcuni requisiti ritenuti
oggi necessari per lo smaltimento dei rifiuti ad alta attività,
come ad esempio la recuperabilità. La decisione verrà presa
dopo aver confrontato i risultati di esplorazioni su altri tipi di formazione
geologica (argilla, granito, etc.).
2. Konrad
La miniera di ferro di Konrad è stata considerata fino al 2000
per lo smaltimento di 650.000 m3 di rifiuti a bassa e media attività.
Nel 2000, pur essendo completate le procedure autorizzative, i nuovi indirizzi
strategici del Governo tedesco, che ha deciso di centralizzare lo smaltimento
di tutti i tipi di rifiuti in un singolo sito, rendono di fatto non utilizzabile
il sito di Konrad come deposito di smaltimento.
Gestione del combustibile irraggiato
Fino al 1994 la politica di gestione del combustibile esaurito era
quella del riprocessamento presso gli impianti di La Hague (F) e Sellafield
(UK).
Dal 1994, la saturazione del mercato riguardo la riutilizzazione del
plutonio nel combustibile MOX ha provocato il declino dell'opzione riprocessamento,
con la conseguenza che verranno rispettati solo i contratti esistenti fino
2005.
Si è quindi sviluppata in Germania una avanzata tecnologia per
lo stoccaggio a lungo termine del combustibile irraggiato. In particolare,
la GNS, sulla base della notevole esperienza acquisita nella tecnologia
dei contenitori di trasporto, ha sviluppato diversi contenitori metallici
per il trasporto e lo stoccaggio a secco (Castor).
Esistono oggi 3 impianti di stoccaggio a lungo termine in Germania
per questo tipo di contenitori (Ahaus, Gorleben e Greifswald) con una capacità
totale di 8600 t di combustibile. In particolare il deposito di Gorleben
è destinato allo stoccaggio dei vetri di ritorno dal riprocessamento
all'estero del combustibile.
4 Spagna
Nel paese esistono 9 centrali nucleari (7 PWR e 2 BWR) con una capacità
di 7.5 GWe, che fornisce il 30% circa della produzione nazionale di elettricità.
Leggi e Organismi
Legge sull'Energia Nucleare (L 25/1964)
Decreto Reale sulla Protezione della Popolazione e dei Lavoratori
dal Rischio di Radiazioni Ionizzanti (RD 53/1992)
Decreto Reale sul Rilascio delle Licenze per Installazioni Nucleari
(RD 1836/1999)
Legge di Creazione dell'Autorità di Sicurezza Nucleare CSN
(L 15/1980)
Decreto Reale 1522 del 1984 che ha istituito l'Agenzia Nazionale
per i Rifiuti Radioattivi (ENRESA); lo stesso decreto ne definisce i compiti
e le responsabilità. L'ENRESA, compagnia pubblica con la partecipazione
del CIEMAT (Ente di Ricerca) e dei produttori di energia elettrica (SEPI),
è anche responsabile di tutte le attività di smantellamento
delle centrali nucleari.
Gestione dei rifiuti radioattivi
La politica generale per la gestione dei rifiuti radioattivi é
definita periodicamente tramite il Piano Nazionale per i Residui Radioattivi,
elaborato dall'ENRESA e sottoposto all'approvazione del Ministero dell'Industria
e dell'Energia.E' attualmente in vigore il V° Piano approvato nel Luglio
1999.
I rifiuti radioattivi provengono principalmente: dalle centrali nucleari,
dallo smantellamento della centrale a gas-grafite di Vandellos, dalle miniere
di uranio e dall'impianto di fabbricazione del combustibile dell' ENUSA.
L'agenzia di gestione dei residui radioattivi ENRESA raccoglie, immagazzina
e smaltisce tutti i tipi di residui radioattivi.
Dal 1992 è in funzione El Cabril, un impianto di smaltimento
in superficie per i rifiuti radioattivi a bassa e media attività
e alla fine del 1998 i rifiuti smaltiti erano 12000 m3.La capacità
dell'impianto (100.000 m3) dovrebbe garantire la gestione dei rifiuti LILW
fino al 2010. La licenza di esercizio, valida per 5 anni, deve essere rinnovata
nel 2001 ed è stata presentata al CSN una nuova valutazione di sicurezza
a lungo termine dell'impianto.
Gestione del combustibile irraggiato
A parte il combustibile del reattore a gas-grafite Vandellos-1, riprocessato
in Francia, tutto il combustibile LWR sarà immagazzinato nelle centrali
nucleari, in attesa che nel 2010 entri in operazione un impianto centralizzato
di stoccaggio a lungo termine in contenitori metallici.
Solo nel 2010 il Parlamento deciderà la strategia per lo smaltimento
finale dei rifiuti HLW e del combustibile irraggiato.
5 Belgio
Le centrali elettronucleari in funzione sono 7 (su due siti).La capacità
di produzione da energia nucleare è di 5.7 Gwe. (percentuale rispetto
al totale di elettricità prodotta: ca. 58%)
Leggi e Organismi
La gestione dei rifiuti radioattivi é affidata alla responsabilità
dell'ONDRAF/NIRAS, l'Agenzia Nazionale per la Gestione dei Rifiuti Radioattivi
e del Materiale Fissile, un ente pubblico creato da una Legge del 1980.
L'ONDRAF/NIRAS opera sotto la supervisione del Ministero per gli Affari
Economici.
Una Legge del gennaio 1991 integra tra le competenze dell'Agenzia anche
la gestione del materiale fissile e del combustibile irraggiato, nonché
lo smantellamento degli impianti nucleari dimessi.
Gestione dei rifiuti radioattivi
I residui radioattivi provengono principalmente da:
1. Le centrali nucleari;
2. Il ritrattamento dei combustibile esaurito in Francia;
3. La decontaminazione e lo smantellamento del dismesso impianto di
ritrattamento EUROCHEMIC;
4. La decontaminazione e lo smantellamento del dismesso reattore di
ricerca BR3 a Mol;
5. I due impianti di fabbricazione dei combustibile (FBFC e Belgonucleaire);
6. Il funzionamento dei centri di ricerca nucleare (SCK/CEN e IRMM);
7. Piccoli produttori (sorgenti sigillate esaurite utilizzate in medicina,
nella ricerca e nell'industria).
Secondo lo statuto di ONDRAF/NIRAS, su richiesta dei produttori, i
residui radioattivi in Belgio sono prelevati dall'agenzia e trasportati
presso il sito di Dessel della Belgoprocess; soltanto le centrali nucleari
di Tihange e Doel effettuano un trattamento parziale dei residui radioattivi
derivanti dal funzionamento del reattore, in linea con le specifiche dell'agenzia.
Negli impianti della Belgoprocess, i residui radioattivi sono trattati
e condizionati e successivamente immagazzinati in attesa dello smaltimento.
I rifiuti stoccati presso la Belgoprocess sono (1999): 10.845 m3 di
LLW, 3.786 m3 di ILW e 215 m3 di HLW.
Gestione dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività
In seguito ad uno studio sulle diverse alternative possibili, si è
deciso (Gennaio 1998) per lo smaltimento dei rifiuti radioattivi a vita
breve in un impianto superficiale, simile al Centro di l'Aube francese.
Viene stimato un totale di 60.000 m3 di LLW comprensivi di ca. 26.000
m3 provenienti dallo smantellamento delle installazioni nucleari.
L'ONDRAF/NIRAS è stata quindi incaricata dal Governo di selezionare
un sito fra i siti nucleari già esistenti ed in collaborazione con
le municipalità che dimostrino interesse alle investigazioni. Finora
solo i comuni di Dessel e Mol stanno collaborando con l'Agenzia attraverso
il lavoro di diverse commissioni.
Si prevede una decisione del Governo, sulla base dei risultati raggiunti
da queste commissioni, entro il 2002.
Gestione dei rifiuti ad alta attività e del combustibile irraggiato
Per lo smaltimento dei residui a vita lunga e che generano calore (HLW),
sono in corso studi presso la struttura di ricerca in sotterraneo (Underground
Research Facility - URF) HADES, situata in uno strato di argilla a più
di 200 m di profondità al di sotto del sito nucleare dell'SCK/CEN
a Mol.
Nel Marzo 2000 è stato effettuato il primo rientro di rifiuti
HLW vetrificati provenienti dal riprocessamento del combustibile irraggiato
in Francia. I vetri sono tenuti in stoccaggio presso l'impianto appositamente
costruito dalla Belgoprocess a Mol.
Il ritrattamento del combustibile esaurito era l'opzione normale, ma
a causa della moratoria su nuovi contratti di ritrattamento, il combustibile
scaricato è ora immagazzinato presso i due siti delle centrali in
contenitori schermati oppure in piscine.
6 Paesi Bassi
Dalla metà del 1997 è in funzione soltanto una centrale
nucleare. L'impianto a Borssele è un PWR con una capacità
di 500 MWe. La centrale produce il 4% ca. della produzione di energia
elettrica.
Leggi e Organismi La Legge di riferimento é il Nuclear Energy
Act N°62 (21 febbraio 1963).
Nel 1982 é stata istituita con apposita legge la Società
COVRA, organizzazione di tipo privatistico responsabile della gestione
di tutti i rifiuti radioattivi prodotti in Olanda.
Gestione dei rifiuti radioattivi
I rifiuti radioattivi provengono principalmente dalla centrale di Borssele,
dalla centrale di Dodewaard chiusa nel 1997, dal funzionamento del Centro
di Ricerca Nucleare di Petten (ECN/NRG) e dall'impianto di arricchimento
dell'uranio ad Almelo (Urenco).
La politica dei Paesi Bassi sui rifiuti radioattivi si basa sul rapporto
presentato nel 1984 dal Governo olandese al Parlamento, in cui figuravano
due orientamenti di base: lo stoccaggio a lungo termine (100 anni) e la
ricerca sulle diverse possibilità di smaltimento finale.
Il primo orientamento ha portato alla creazione del sito centralizzato
per la raccolta, il condizionamento e lo stoccaggio dei rifiuti radioattivi
operato dalla COVRA a Vlissingen.
Il secondo orientamento ha portato alla definizione di un programma
di ricerca sullo smaltimento dei residui radioattivi.
Il programma, denominato CORA prevede:
1. Valutazioni sull'estensione del periodo di stoccaggio nell'impianto
COVRA dagli attuali 100 anni a 200-300 anni; Studi per lo smaltimento in
formazioni geologiche (argilla e sale), mantenendo il requisito della recuperabilità;
2. Attività di R&S sulla riduzione della radiotossicità
degli attinidi mediante trasmutazione.
I rifiuti radioattivi vengono raccolti, condizionati e stoccati presso
gli impianti della COVRA a Borssele. Nel 1999 erano stoccati un totale
di 9000 m3 di LILW. Nello stesso sito di Borssele è in costruzione
un impianto (HABOG) per lo stoccaggio a lungo termine dei rifiuti vetrificati
di ritorno dal riprocessamento e del combustibile irraggiato dei reattori
di ricerca. L'impianto HABOG entrerà in funzione nel 2003.
Gestione del combustibile irraggiato
Il combustibile irraggiato viene riprocessato dalla BNFL (UK) e dalla
Cogema (F). I rifiuti radioattivi del riprocessamento saranno rispediti
nei Paesi Bassi a partire dal 2002.
7 Svizzera
In Svizzera sono operative 5 centrali nucleari (3 PWR e 2 BWR) con
una capacità installata di 3 Gwe che fornisce il 35% ca. della produzione
nazionale di elettricità.
Leggi e Organismi
Le leggi svizzere che regolano la gestione dei rifiuti radioattivi
sono le seguenti:
Federal Atomic Energy Act (23 dicembre 1959, ultimi emendamenti febbraio
1995)
Ordinanza per le Misure Preparatorie per la Costruzione di Depositi
per Rifiuti Radioattivi (27 novembre 1989)
Ordinanza per la Protezione dalle Radiazioni (22 giugno 1994)
Ordinanza sulla raccolta dei Rifiuti Radioattivi (1 Agosto 1996)
Nel 1972 il Governo Federale ha costituito insieme agli operatori degli
impianti nucleari la NAGRA, Società cui è affidata la responsabilità
dello smaltimento di tutti i tipi di rifiuti radioattivi. L'autorità
di sicurezza nucleare è l'HSK.
Gestione dei rifiuti radioattivi
La strategia di gestione dei rifiuti radioattivi stabilisce che tutti
i rifiuti radioattivi dovranno essere smaltiti in depositi in formazione
geologica. Si prevede la costruzione di due depositi: uno a bassa profondità
per i rifiuti LILW ed uno in profondità per i rifiuti HLW.
Nel 1994 è stato proposto il sito di Wellenberg per ospitare
il deposito per i LILW (ca. 100.000 m3). Nel 1995 tale progetto è
stato bloccato da un referendum cantonale e, dopo il parere favorevole
di un gruppo di esperti (EKRA), è stato riproposto nel gennaio 2001
con alcune modifiche concettuali riguardo la recuperabilità dei
rifiuti.
Per quanto riguarda il sito in profondità sono in fase di investigazione
due tipi di formazione geologica: granito e argilla. Dal 1984, a 450 m
di profondità nelle rocce granitiche, è in funzione il laboratorio
sotterraneo di Grimsel, operato dalla NAGRA.
In attesa che vengano realizzati i depositi definitivi, tutti i rifiuti
verranno stoccati a Wurelingen dove è stato costruito il deposito
di stoccaggio centralizzato ZWILAG. Il deposito comprende impianti di trattamento
e condizionamento, un impianto di stoccaggio per rifiuti LILW ed un impianto
di stoccaggio a secco (cask) per i rifiuti HLW. Nel 2000 il deposito ha
ricevuto una prima licenza di operazione ed è pronto a ricevere
i primi cask di rifiuti HLW vetrificati.
Gestione del combustibile irraggiato
Il combustibile irraggiato viene in massima parte trasportato all'estero
per essere riprocessato dalla COGEMA e dalla BNFL. I rifiuti radioattivi
che torneranno dal riprocessamento e il combustibile che non verrà
riprocessato (ca 800 t) saranno stoccati in contenitori metallici (cask)
per almeno 50 anni presso l'impianto ZWILAG.
8 Svezia
La Svezia ha una capacità di energia nucleare installata di
10 GWe con 9 BWR e 3 PWR che forniscono il 50% dell'elettricità
del paese.
Dopo un referendum nel 1980, il Parlamento ha deciso di eliminare gradualmente
l'energia nucleare, al più tardi entro il 2010.
La maggior parte degli elementi di combustibile per i reattori svedesi
è fabbricata dalla ABB Atom a Vásteràs che esporta
anche parte della sua produzione.
Leggi e Organismi
Le leggi che di riferimento sono:
Legge sulle Attività Nucleari (Act 1984:3 e Act 1992:1536)
Legge sulla Protezione dalle Radiazioni (Act 1988:220)
Legge sul finanziamento dei costi della Gestione dei Rifiuti Radioattivi
(Act 1992:1537)
La responsabilità della gestione dei rifiuti radioattivi é
affidata alla SKB, Società costituita nel 1972 dalle 4 "utilities"
elettronucleari nazionali. Organi responsabili per la sicurezza nucleare
sono lo SKI (Ispettorato Nucleare Svedese) e lo SSI (Istituto Svedese di
Radioprotezione).
Gestione dei rifiuti radioattivi
Dal 1988 è in funzione un deposito centrale sotterraneo a circa
50 m di profondità per i residui a bassa e media attività,
lo SFR vicino a Forsmark. La capacità totale è di 90.000
m3 per ospitare la totalità dei rifiuti radioattivi operazionali
prodotti fino al 2010, ma non si esclude la possibilità di estenderne
la capacità per smaltire i 150.000 m3 di rifiuti radioattivi che
si prevede verranno prodotti dallo smantellamento delle centrali.
Gestione del combustibile irraggiato
La politica svedese è orientata verso lo smaltimento geologico
in profondità del combustibile irraggiato.
L'SKB, dopo un processo di selezione iniziato nel 1992, ha recentemente
concluso uno studio di fattibilità di un deposito geologico selezionando
3 siti per ulteriori investigazioni. Il Programma di Ricerca è sottoposto
ora all'esame del Governo Svedese. Successivamente il Programma verrà
sottoposto all'approvazione delle Autorità Locali dei siti interessati.
Lo studio dell'SKB è stato sottoposto anche all'esame di una
commissione internazionale guidata dalla NEA.
La quantità di combustibile irraggiato, che verrà incapsulato
in contenitori di rame, da smaltire ammonta a 12.800 m3. Nel deposito geologico
si prevede di smaltire anche 1.700 m3 di rifiuti contaminati da plutonio
e 9.500 m3 di rifiuti attivati delle centrali.
In attesa che sia operativo il sito di smaltimento, il combustibile
irraggiato viene trasportato al CLAB, l'impianto centrale di stoccaggio
sotterraneo del tipo a piscina a Oskarshamn, dove è anche prevista
la costruzione dell'impianto di incapsulamento.
E' in funzione un laboratorio sotterraneo a ca. 450 m di profondità
in roccia granitica, il laboratorio Hard Rock di Äspö con strutture
sperimentali in profondità dove dal 1986 vengono svolte ricerche,
esperimenti e prove come parte del programma nazionale in cooperazione
con nove agenzie estere. L'obiettivo è iniziare il processo autorizzativo
entro il 2006.
9 Finlandia
In Finlandia sono in funzione quattro reattori nucleari, due
BWR a Olkiluoto e due PWR (VVER-440) a Loviisa che forniscono ca. il
30% dell'elettricità prodotta.
Leggi e Organismi "Nuclear Energy Act and Decree" (1988) definisce le
responsabilità, le procedure autorizzative e I finanziamenti riguardo
la gestione dei rifiuti radioattivi. L'Autorità di Sicurezza Nucleare
finlandese (STUK) è responsabile, per conto del Ministero dell'Industria,
del controllo della gestione dei rifiuti radioattivi. Per la gestione dello
smaltimento dei combustibile irraggiato, i due operatori delle centrali
hanno creato nel 1995 l'agenzia Posiva.
Gestione dei rifiuti radioattivi
I rifiuti radioattivi provenienti dal reattore sono gestiti direttamente
dagli esercenti degli impianti e smaltiti in depositi realizzati nella
roccia (granito) nei siti del reattore a circa 100 m di profondità.
Il deposito a Olkiluoto (9.000 m3) è entrato in funzione nel 1992.
Il deposito a Loviisa (11.000 m3) è operativo dal 1998. Alla fine
del 1999, la situazione riguardo i rifiuti radioattivi in Finlandia era
la seguente: 2.400 m3 di LILW in depositi temporanei nelle centrali
4.000 m3 di LILW smaltiti nei due siti delle centrali 1.067 t di combustibile
irraggiato nelle piscine di stoccaggio delle centrali 40 m3 di rifiuti
radioattivi di origine medico-industriale in un deposito centralizzato.
Smaltimento definitivo del combustibile irraggiato
Nel Maggio 1999, dopo un processo di selezione durato ca 12 anni, la
Posiva (Organizzazione responsabile per lo smaltimento del combustibile
irraggiato) ha presentato al Governo finlandese la proposta di Olkiluoto
come sito per un impianto di smaltimento in profondità del combustibile
irraggiato.
Nel Gennaio 2000, sia l'Autorità di Sicurezza Nucleare (STUK)
che le Autorità locali di Olkiluoto hanno espresso pareri favorevoli
al progetto.
Il 21 Dicembre 2000 il Governo ha approvato la Decisione di Principio
sulla realizzazione a Olkiluoto di un deposito definitivo per il combustibile
(dove già esistono due centrali nucleari). La decisione dovrà
essere ratificata dal Parlamento entro la prima metà del 2001 e
successivamente la Posiva potrà iniziare la costruzione di Laboratorio
Sotterraneo per le prime investigazioni a 500 m di profondità. L'operatività
del deposito finale è prevista per il 2020.
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