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Influenza delle diverse tipologie di rifiuti nella progettazione delle barriere ingegneristiche alla migrazione di radionuclidi.

Asse II (distretto di Wolfenbüttel, Sud-Est della Bassa Sassonia) Il deposito fu ricavato in una

BIBLIOGRAFIA DEL CAPITOLO 4.

5. STATO DELL’ARTE SULLA SOLUZIONE DELLE PROBLEMATICHE TECNICHE NELLO SMALTIMENTO DI RIFIUTI RADIOATTIVI IN DEPOSITI GEOLOGICI.

5.1 Influenza delle diverse tipologie di rifiuti nella progettazione delle barriere ingegneristiche alla migrazione di radionuclidi.

Le organizzazioni nazionali responsabili della gestione dei rifiuti radioattivi hanno sviluppato progetti di sistemi di barriere ingegneristiche o Engineering Barrier System (EBS) adattati a funzionare con determinati tipi di rifiuti radioattivi tenuto conto dei particolari ambienti geologici presenti nei rispettivi paesi.

Probabilmente, sia l’aspetto normativo sia il contesto ambientale, in cui il deposito deve essere situato, costruito e gestito influenza il progetto di un EBS almeno quanto le caratteristiche dei rifiuti stessi [1].

In generale, i programmi di gestione dei rifiuti radioattivi si affidano in misura diversa sull’EBS e sui sistemi delle barriere naturali. Inoltre, il periodo durante il quale l'EBS deve assicurare le sue funzioni protettive può variare tra i programmi stessi, come diretta conseguenza dei diversi ruoli della geosfera rispetto alla sicurezza globale del deposito e dei diversi regimi normativi; alcuni dei quali pongono un limite di tempo prefissato dove valutare il potenziale rilascio, mentre altri, per esempio, stabiliscono un criterio basato sulla verifica di un SAFETY CASE dove occorre dimostrare la capacità del sistema di non superare un valore massimo di dose o di rischio.

Nei diversi paesi, nella definizione di EBS sono inclusi diversi componenti. Per esempio, nelle valutazioni preliminari di sicurezza per il Waste Isolation Pilot Plant (Wipp) in New Mexico, USA, i contenitori dei rifiuti non sono considerati agire come barriere artificiali [2]. Al contrario, il generico (non situato specificatamente) sito giapponese descritto nel programma del Japan Nuclear Cycle Development Institute [3], definisce l’EBS includendo solo i componenti che agiscono come barriere al trasporto di radionuclidi, escludendo il riempimento e le guarnizioni. Vi è una significativa variabilità tra i progetti di EBS per HLW e SF che sono stati proposti in diversi paesi [4]. Mentre molti paesi privilegiano un progetto che incorpora un buffer di bentonite, ONDRAF/NIRAS nel progetto per un deposito terziario di argilla plastica utilizza un buffer di cemento [5]. I progetti tedeschi per lo smaltimento di rifiuti in letti di sale prevedono un EBS, sufficiente solo per la sicurezza in fase di manipolazione [6].

Anche gli EBS suggeriti per lo smaltimento di ILW sono molto diversi da paese a paese [7]. Molti di questi sono a base di cemento, ma ci sono anche esempi in cui l'EBS è quasi assente, così come proposto dall’Ontario Power Generation (OPG) Canadese per lo smaltimento in depositi sottili di calcare [8], e queste variazioni sono una conseguenza sia della diversità delle rocce ospitanti che dalla quantità di rifiuti ILW considerati.

Ricerche approfondite sull'influenza della forma rifiuti nella progettazione dell’EBS sono state effettuate sia in programmi nazionali che in programmi internazionali di ricerca.

Tra il 2002 e il 2006, il gruppo di progetto NEA per l’identificazione di un SAFETY CASE ha cercato di contribuire a una maggiore definizione delle strategie per l’integrazione ottimale di progetto,

118 costruzione, collaudo, modellazione e valutazione delle prestazioni (Performance Assessment) di un EBS[1,9-10].

Il progetto NF-PRO (Near Field Project, 2003-2007), sviluppato all’interno del VI programma quadro, ha indagato i processi chiave attivi nella zona circostante e prossima al deposito (near field) e che influenzano il rendimento a lungo termine del sistema di smaltimento di un HLW/SF. L'obiettivo principale del progetto era di migliorare la comprensione dei processi chiave all'interno del campo vicino (volume fisico che circonda i rifiuti smaltiti), concentrandosi sull’identificazione delle funzioni richieste delle diverse componenti di un EBS.

Non essendoci grandi incertezze sull'influenza della forma dei rifiuti sull’EBS, le principali componenti di un EBS e le relative funzioni sono:

• matrice dei rifiuti, che assicura una forma stabile ai rifiuti, resistente alla lisciviazione e che fornisce tassi di rilascio di radionuclidi lenti nel lungo periodo;

• contenitore/imballaggio, che facilita la gestione dei rifiuti, la loro collocazione all’interno del deposito e la recuperabilità, e assicura il contenimento dei rifiuti per un periodo adatto alla particolare tipologia di rifiuto;

• buffer/riempimento, che stabilizza gli scavi e le condizioni termiche idrauliche e meccaniche (THMC), dotato di bassa permeabilità, diffusività e/o caratteristiche di ritardo del rilascio a lungo termine;

• altri componenti (ad es. strutture e guarnizioni di chiusura), realizzate per prevenire le emissioni attraverso gallerie, passaggi e fori e per impedire l'accesso al deposito dell’esterno.

I processi che controllano le funzioni di ogni componente di un EBS sono sufficientemente chiarite e comprese al fine di progettare un adeguato EBS per qualsiasi tipo di HLW/SF ed in qualsiasi ambiente geologico. Inoltre, la fattibilità della produzione e la corretta sistemazione dei componenti ingegnerizzati che sono stati proposti per sistemi di smaltimento ad oggi è stata confermata da esperimenti su larga scala [9].

Pertanto, gli obiettivi principali della ricerca in corso sono:

• dimostrare la fattibilità complessiva della progettazione, cioè dimostrare la fattibilità della collocazione di un gran numero di contenitori di rifiuti all'interno di un vero e proprio deposito e di attuare le disposizioni generali per la sicurezza a lungo termine;

• costruire un elevato grado di fiducia nella valutazione delle prestazioni e della sicurezza del progetto;

• ottimizzare la progettazione dell’EBS, in modo da ridurre gli elevati impatti ambientali come, ad esempio quelli derivati dalle escavazioni, senza compromettere la sicurezza. Una serie di programmi internazionali hanno superato la fase in cui è dimostrata la generale fattibilità della costruzione di un EBS[11,12,13].Recentemente,sono in fase di progettazione i layout dettagliati di EBS per depositi che tengono conto delle esigenze del contesto locale e quelle specifiche dei rifiuti.

Nel Regno Unito, la direzione per la gestione dei rifiuti radioattivi dell’autorità per il decommisioning di impianti nucleari (NDA RWMD) si è, fino ad oggi, necessariamente concentrata

119 sugli aspetti generici del progetto di deposito, impostando la propria attività sulla valutazione di diverse proposte d’imballaggio basate essenzialmente su un concetto illustrativo per ILW/LLW [14,15] e su di una versione leggermente modificata del concetto KBS-3V-SKB per HLW/SF [16]. L’indicazione emersa da queste ricerche è stata inizialmente l’assunzione di un unico progetto di EBS per tutti i rifiuti all'interno di una determinata categoria (ILW o HLW / SF), senza varianti per soddisfare esigenze dei singoli tipi di rifiuti o di diverse tipologie di ambienti geologici. Solo ultimamente, NDA RWMD ha iniziato a indagare su di una gamma di concetti per l’EBS che potrebbero essere applicabili per diversi tipi di rifiuti e di ambienti geologici [4,7,17]. La NDA RWMD è attualmente impegnata nello studio e nello sviluppo di una strategia per ottimizzare la progettazione di EBS per condizioni geologiche locali e specifici tipi di rifiuti [18], e per la valutazione delle prestazioni dell’imballaggio proposto si è considerato come riferimento un ambiente geologico che comprende granito fratturato ricoperto da rocce sedimentarie. Una complicazione ulteriore nel Regno Unito, è che la forma dei rifiuti rimane ancora non completamente determinata per la presenza di elementi chiave come la grafite. Sono allo studio possibili modifiche della forma dei rifiuti per adattarli al meglio nei sistemi di smaltimento da utilizzare in Inghilterra e/o nel Galles. Molti degli imballaggi di ILW approvati da NIREX/NDA come idonei per lo smaltimento, sono di tipo ventilato per ridurre la potenziale sovra pressurizzazione all'interno dell’imballaggio. Queste prese d'aria comportano che gli imballaggi non possono assicurare il contenimento completo dei radionuclidi nel periodo di post-chiusura del deposito e costituiscono, inoltre, un facile percorso attraverso il quale le sostanze rilasciate da altri imballaggi possono entrare in contatto e questa possibilità dovrà essere presa in considerazione nel progetto finale di deposito.