Rifiuti "Radioattivi" nei paesi europei
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Molti altri paesi europei utilizzano l'energia nucleare.
In questa pagina un riassunto della situazione di ognuno e una panoramica di come si affrontano i problemi legati alla gestione dei rifiuti radioattivi

1. Francia
2. Gran Bretagna
3. Germania
4. Spagna
5. Belgio
6. Paesi Bassi
7. Svizzera
8. Svezia
9. Finlandia
 


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.
 

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.
 

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.
 

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.
 

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.
 

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.
 

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.
 

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.
 

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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