I rifiuti radioattivi

Cosa sono i rifiuti radioattivi?

Vengono così definiti materiali che emettono radiazioni e che, nelle condizioni economiche e di sviluppo tecnologico attuali, non possono essere utilizzati né riciclati.

Che origine hanno i rifiuti radioattivi?

In Italia, questo genere di materiali proviene dal passato esercizio, dal mantenimento in sicurezza e dalle operazioni di dismissione delle centrali nucleari e degli impianti del ciclo del combustibile già presenti, dalle attività industriali (es. controllo delle saldature in metallurgia), dalla ricerca chimica e biologica (es. studio delle cellule), dalle analisi geologiche ed archeologiche (es. datazione mediante metodo del radiocarbonio), dalle attività mediche (es. diagnosi e cura delle neoplasie, sterilizzazione dei presidi medico-chirurgici), dagli impieghi militari e dalla bonifica di siti contaminati.

Come sono classificati i rifiuti radioattivi?

I rifiuti radioattivi sono classificati in base alle caratteristiche dei radionuclidi in essi contenuti, considerando la loro concentrazione, l’attività e i tempi di decadimento. Essi sono classificati in categorie definite da organismi internazionali (IAEA, l’Agenzia Internazionale Energia Atomica) e nazionali, allo scopo di avere parametri di riferimento per la loro corretta gestione.

In particolare, in Italia, la Guida Tecnica n. 26, emanata nel 1987 dall’ENEA-DISP ora ISPRA, Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale, classifica i rifiuti radioattivi in tre categorie: prima, seconda e terza, ciascuna delle quali prevede una diversa modalità di gestione e di smaltimento.

Quali sono i rifiuti radioattivi di prima categoria?

Sono rifiuti contenenti radionuclidi che richiedono tempi di decadimento dell’ordine di mesi, fino ad un tempo massimo di alcuni anni, per raggiungere una concentrazione minore dei limiti per l’allontanamento senza vincoli di natura radiologica e quelli contenenti radionuclidi a lungo periodo di dimezzamento purchè con concentrazione minore di tali valori. Sono tipicamente i rifiuti provenienti da impieghi medici e dalla ricerca scientifica.

Quali sono i rifiuti radioattivi di seconda categoria?

Sono rifiuti contenenti radionuclidi che richiedono tempi variabili da qualche decina di anni fino ad alcune centinaia di anni per raggiungere una concentrazione di alcune centinaia di Bq/g, nonché radionuclidi a vita molto lunga purchè la loro concentrazione sia di tale ordine di grandezza. Sono tipicamente i rifiuti prodotti durante l’esercizio degli impianti nucleari e alcune parti e componenti di impianto derivanti dal decommissioning degli impianti nucleari stessi.

Quali sono i rifiuti radioattivi di terza categoria?

Sono rifiuti contenenti radionuclidi che richiedono tempi dell’ordine di migliaia di anni e oltre per raggiungere una concentrazione di alcune centinaia di Bq/g. Questa categoria comprende i rifiuti fortemente attivati e/o contaminati e i residui del riprocessamento del combustibile irraggiato nonché i rifiuti contenenti emettitori alfa e neutroni.

Cos’è il condizionamento dei rifiuti radioattivi?

E’ il processo con il quale i rifiuti sono stabilizzati in matrici solide, generalmente vetro o cemento ed inseriti in appositi contenitori al fine di garantire il loro isolamento dall’ambiente.

In Italia, oggi, dove si trovano i rifiuti radioattivi?

Oggi i rifiuti presenti nel nostro Paese si trovano stoccati nei siti che li hanno prodotti (centrali nucleari, impianti del ciclo del combustibile, centri di ricerca) e presso alcuni centri autorizzati all’interno di appositi depositi temporanei in attesa di essere trasferiti al Deposito Nazionale.

Come arriveranno i rifiuti al Deposito Nazionale?

I rifiuti, sia di seconda sia di terza categoria, arriveranno al Deposito Nazionale già condizionati.

Quale ente assicura che la gestione dei rifiuti radioattivi avvenga in sicurezza?

L’Ispra, Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale, ente tecnico vigilato dal Ministero dell’Ambiente, garantisce che i rifiuti radioattivi siano gestiti in sicurezza nel rispetto delle norme fissate in materia di protezione sanitaria dei lavoratori, della popolazione e dell’ambiente. L’Istituto svolge funzioni e compiti di autorità nazionale per la regolamentazione tecnica, il controllo e l’autorizzazione delle attività concernenti, tra l’altro, la detenzione, il trattamento, il condizionamento, il trasporto, lo stoccaggio e lo smaltimento dei rifiuti radioattivi e la gestione dei materiali nucleari provenienti sia da impianti di produzione di elettricità, sia da attività mediche, industriali e di ricerca. 

Riprocessamento

Quali tipi di scorie può generare un impianto nucleare?

Con il termine generico di “scorie” ci si riferisce – nel linguaggio corrente – ad oggetti molto diversi:

  • combustibile già utilizzato per realizzare e sostenere nel reattore la reazione a catena di fissione degli atomi di uranio e produrre quindi energia
  • materiale di varia natura e composizione (componenti metallici; fluidi di processo; resine a scambio ionico; indumenti protettivi; materiali vari di consumo; ecc.) che utilizzati all’interno di un impianto risultano in vario modo ed in varia misura contaminati o attivati. E’ tuttavia errato chiamare scorie anche gli elementi di combustibile irraggiato. È corretto riferirsi al termine scorie solo per i rifiuti ottenuti dal ritrattamento (riprocessamento) del combustibile irraggiato.

Che cosa si intende per ciclo del combustibile?

Termine utilizzato per indicare le varie fasi della gestione del combustibile nucleare: approvvigionamento dell’uranio naturale ed eventuale arricchimento di uranio 235, fabbricazione degli elementi di combustibile, sfruttamento nel reattore nucleare, ritrattamento chimico del combustibile esaurito e successiva suddivisione in materiali da riutilizzare e scorie.

In che cosa consiste il riprocessamento?

È il trattamento del combustibile esaurito che permette di separare le materie riutilizzabili dai rifiuti finali e di condizionare questi ultimi in una forma che ne riduce considerevolmente il volume e ne garantisce la conservazione in sicurezza nel lungo termine.

Perché si riprocessa il combustibile nucleare?

Il materiale pregiato contenuto all’interno delle barre di combustibile viene utilizzato solo in piccola parte durante la reazione nucleare. La rimanente parte, che altrimenti andrebbe perduta, grazie al ritrattamento viene recuperata per poi essere riutilizzata per nuovi elementi di combustibile nucleare. Questo processo consente di aumentare notevolmente la quantità di energia che può essere estratta da una data quantità di materiale fissile e di ridurre il volume dei residui.

In che forma saranno restituiti i residui del riprocessamento e che dimensioni avranno?

I residui rientreranno in Italia dalla Francia e dal Regno Unito condizionati, ovvero inglobati in una speciale malta di vetro (da qui il termine “vetrificati”) che permette il loro isolamento dalla biosfera per un tempo praticamente indefinito. 

Come si esercita il controllo della sicurezza dei trasporti di materiale radioattivo?

Il trasporto è sottoposto a una serie di prescrizioni di sicurezza emanate dall’Istituto Superiore per la Protezione e la Ricerca Ambientale (ISPRA). Le Prefetture delle Province interessate dal trasporto, insieme ai tecnici dei Vigili del Fuoco, dell’Agenzia Regionale per la Protezione dell’Ambiente (ARPA), elaborano uno specifico Piano di intervento in caso di emergenza che copre l’intero tratto nazionale del percorso.

Centrale nucleare di Garigliano

In che periodo e da chi fu costruita la centrale Garigliano?

La centrale è stata costruita, su progetto dell’ingegnere Riccardo Morandi, in quattro anni (1959 – 1963) dalla SENN, Società Elettronucleare Nazionale, del Gruppo IRI.

La vigilanza sulla qualità dei lavori e la validazione delle prove di funzionamento furono svolte dal CNEN (Comitato Nazionale per l’Energia Nucleare, ora ENEA), con la consulenza dell’Euratom e dell’Ente di controllo inglese.

Che tipo di reattore è stato utilizzato?

Il reattore prescelto era un BWR (reattore ad acqua bollente), progettato dall’americana General Electric Co., con la collaborazione di un consorzio di aziende italiane e straniere come l’ANSALDO, la TERNI e l’ITALSTRADE. L’industria nazionale partecipò per il 70% alla realizzazione dell’intera opera.

Quando è stata allacciata alla rete elettrica nazionale?

La prima accensione del reattore e l’inizio della produzione commerciale sono avvenuti nel mese di giugno del 1964.

Per quanti anni ha funzionato la centrale?

La centrale ha funzionato per 14 anni, dal 1964 al 1978.

 

Quando è avvenuta la fermata della centrale?

Il 7 agosto 1978 la centrale è stata fermata per la manutenzione di uno dei due generatori di vapore secondari.

Con successiva delibera del 4 marzo 1982, il Consiglio di Amministrazione dell’ENEL ha decretato la chiusura definitiva dell'impianto.

 

Quanta energia ha prodotto complessivamente la centrale Garigliano?

L’impianto ha prodotto 12.500 gigawattora (GW/h).

Quante barre di combustibile esaurito sono state allontanate dalla centrale?

È stato allontanato tutto il combustibile esaurito presente, pari a 322 elementi di combustibile. Complessivamente, sono stati effettuati 46 trasporti.

Centrale nucleare di Trino

Da chi e quando è stata costruita la centrale?

La centrale nucleare “Enrico Fermi” di Trino è stata costruita da un consorzio di imprese guidate da Edison e ha rappresentato la prima iniziativa industriale italiana nel settore nucleare. I lavori di costruzione della centrale sono iniziati nel 1960 e si sono conclusi nel 1964, anno dell’inaugurazione.

Quando la centrale è stata allacciata alla rete elettrica nazionale?

Nel dicembre del 1965 la centrale è entrata in esercizio commerciale.

 

Quando è avvenuta la chiusura definiva della centrale?

Il 26 luglio 1990 una delibera CIPE, Comitato Interministeriale per la Programmazione Economica, ha decretato la chiusura definitiva dell'impianto.

 

Quanta energia ha prodotto complessivamente la centrale?

La centrale, con il migliore standard di rendimento fra quelle italiane, ha complessivamente prodotto 25.028 gigawattora (GW/h) di energia elettrica.

Per quanti anni ha funzionato la centrale?

La centrale ha funzionato dal 1965 al 1987, anno in cui l’impianto è stato fermato per eseguire la manutenzione e la ricarica programmata.

Nel corso del funzionamento ci sono state due grandi fermate, dal 1967 al 1969 e dal 1978 al 1984.

Quante tonnellate di combustibile esaurito saranno allontanate dalla centrale?

Sarà allontanato tutto il combustibile esaurito presente, pari a 15 tonnellate di ossido di uranio.

Centrale nucleare di Latina

Da chi e in che periodo è stata costruita la centrale di Latina?

La centrale fu voluta dall’allora presidente dell’ENI, Enrico Mattei, che ne affidò la costruzione all’Agip Nucleare, la quale stipulò un contratto con la capofila inglese NPPC. Alla joint-venture parteciparono le più importanti aziende dell’epoca, italiane e inglesi.

I lavori di costruzione iniziarono nel 1958 e si conclusero ufficialmente il 27 dicembre del 1962 e nello stesso anno avvenne la prima accensione del reattore. Seguì un periodo di un anno di prove a potenza crescente, anche con immissione di energia elettrica in rete, finché dal 1 gennaio 1964 iniziò l’esercizio commerciale.

Quanta energia ha prodotto complessivamente la centrale di Latina?

La centrale ha prodotto nel corso della sua vita oltre 26 miliardi di kilowattora di energia elettrica.

Quali primati ha conquistato la centrale di Latina?

La centrale di Latina è stata la prima centrale nucleare costruita in Italia, la più potente d’Europa al momento dell’entrata in esercizio commerciale e la più longeva delle quattro centrali elettronucleari italiane.

Nel 1983 conquistò il primato di centrale più efficiente al mondo, avendo funzionato alla sua massima potenza per l’intero anno.

Per quanti anni ha funzionato la centrale di Latina?

La centrale ha funzionato per 23 anni solari con intervalli periodici, necessari per la sua regolare manutenzione.

Quando è avvenuta la chiusura definiva della centrale di Latina?

Nel dicembre 1987, dopo il referendum popolare sul nucleare, il CIPE (Comitato Interministeriale per la Programmazione Economica) deliberò la chiusura definitiva della centrale.

 

Quali sono le caratteristiche funzionali della centrale di Latina?

La centrale di Latina, di progettazione inglese, si caratterizza per la presenza di un reattore funzionante con 240 tonnellate di elementi di uranio metallico naturale contenuti in tubi di magnesio.

In fase di esercizio, i neutroni prodotti dalla reazione nucleare venivano rallentati da 2.100 tonnellate di grafite e il calore generato veniva asportato da un flusso continuo di anidride carbonica. Questo tipo di reattore viene chiamato gas – grafite di filiera Magnox.

 

C’è ancora combustibile nucleare nella centrale di Latina?

No. Tutti i 24.000 elementi di combustibile sono stati inviati all’estero per il riprocessamento.

Centrale nucleare di Caorso

Quando è avvenuta la chiusura definiva della centrale?

Nel 1990 una delibera CIPE, Comitato Interministeriale per la Programmazione Economica, ha decretato la chiusura definitiva della centrale.

Chi erano Arturo e Zoe?

Arturo fu il soprannome attribuito dai progettisti della centrale di Caorso all’edificio reattore; Zoe, invece, quello attribuito al reattore. I due nomignoli derivavano dai due bambini terribili, protagonisti di una striscia a fumetti creata nel 1940 da Ernie Bushmiller e pubblicata in Italia su alcuni settimanali dell’epoca.

Quando è iniziata e quando è terminata la costruzione della centrale?

I lavori di costruzione sono iniziati a gennaio del 1970 e si sono conclusi il 31 gennaio del 1977, quando è avvenuta la prima accensione del reattore.

Quando è entrata in rete la centrale?

Nel dicembre del 1981 la centrale è entrata in esercizio commerciale.

Per quanti anni ha funzionato la centrale?

Il funzionamento della centrale è durato 5 anni, dal 1981 al 1986. In quell’anno anno in cui l’impianto è stato fermato per eseguire la manutenzione e la ricarica programmata e da allora non è più ripartito.

Quanta energia ha prodotto complessivamente la centrale di Caorso?

L’impianto ha prodotto 24750 Giga Watt.

Che dimensione ha un cask e quanto materiale radioattivo può contenere?

I cask utilizzati per il trasporto del combustibile di Caorso verso la Francia, sono alti 6 metri e hanno un diametro di 2 metri, ognuno di esso può contenere fino a 17 barre. Le barre sono contenute in un “cestello” opportunamente suddiviso, che ne impedisce i movimenti. Lo spessore del contenitore tra le barre e l’esterno è di circa 30 cm.

Che tipo di combustibile è stato trasportato?

Si tratta di combustibile esaurito ad ossido di uranio.

Quante barre di combustibile sono state allontanate dalla centrale di Caorso e come sono avvenuti i trasporti?

Tutto il combustibile esaurito presente nella centrale di Caorso, che ammonta a 1.032 barre pari a 190 tonnellate di uranio è stato allontanato in Francia per il riprocessamento, con 16 trasporti.

In che forma saranno restituiti i residui del riprocessamento e che dimensioni avranno?

I residui che richiedono maggiore sicurezza verranno condizionati, ovvero inglobati in una sorta di vetro (da qui il termine “vetrificati”), per isolarli dalla biosfera per un tempo praticamente indefinito. Si prevede che questi, per un totale di circa 120 contenitori vetrificati, rientreranno in Italia in 5 cask. Gli altri residui saranno supercompattati, per un totale di 200 contenitori, e torneranno in 6 cask.

Impianto Eurex di Saluggia

Quando è entrato in funzione l’impianto EUREX?

Le attività di ritrattamento dell’impianto EUREX sono state avviate nell’ottobre 1970, ma già dalla metà degli anni ’60 era stato immagazzinato nella piscina dell’impianto il combustibile che sarebbe poi stato ritrattato negli anni successivi.

Che cosa vuol dire EUREX?

È una sigla che significa Enriched URanium EXtraction, ovvero Impianto per l’Estrazione dell’Uranio Arricchito, il materiale fissile pregiato recuperato nel corso del ritrattamento.

Impianto FN di Bosco Marengo

Quali sono le origini e gli scopi della nascita della ex Fabbricazioni Nucleari di Bosco Marengo?

La Fabbricazioni Nucleari S.p.A. nacque nel 1967 come joint-venture fra la General Electric Co., Divisione Nucleare di San Josè California, e l’Ansaldo Meccanico Nucleare di Genova, con lo scopo di operare nel campo della fabbricazione del combustibile per le centrali nucleari.

In che anni ha operato lo stabilimento di Bosco Marengo?

L’impianto ha operato dal 1967 al 1990, producendo elementi di combustibile nucleare.

Quante tonnellate di combustibile sono state prodotte e per quali reattori?

Sono state prodotte circa 524 tonnellate di combustibile per i reattori del Garigliano (Caserta), di Caorso (Piacenza), di Trino (Vercelli) e di Montalto di Castro (Viterbo).

Lo stabilimento di Bosco Marengo ha lavorato anche per centrali estere?

Sì. Ha prodotto le ricariche per la centrale svizzera di Leibstadt e, soprattutto, per la centrale francese Superphenix di Creys-Malville.

Impianti Opec e Ipu Casaccia – Roma

Da dove nasce il nome “Casaccia”?

“La Casaccia” era il nome della fattoria esistente nell’area dove nel 1959 fu costruito il centro di ricerche polifunzionale su iniziativa del CNRN (Comitato Nazionale per le Ricerche Nucleari), per riunire, in un’unica sede, i laboratori ubicati presso l’Università di Roma e altri Enti. I primi laboratori ad entrare in funzione sono stati: il Laboratorio di genetica e il Laboratorio di elettronica (nella ex vaccheria della fattoria denominata Casaccia).

Cosa sono le Celle Calde?

Le celle calde sono locali schermati all’interno dei quali è manipolato combustibile irraggiato e, quindi, “caldo” per via delle emissioni di radiazioni ad alta energia (raggi gamma). Di qui nasce anche il nome dato all’impianto OPEC che sta per OPErazioni Calde, nato come ampliamento di un precedente laboratorio di radiochimica.

In quali reattori furono testati gli elementi di combustibile fabbricati nell’impianto Plutonio?

Nel periodo tra il 1968 e il 1974, nell’impianto Plutonio furono fabbricati elementi di combustibile sperimentali, già testati in diversi reattori europei:

  • R2 in Studsvik (Svezia);
  • PHWR in Agesta (Svezia);
  • HBWR in Halden (Norvegia);
  • Siloè in Grenoble (Francia);
  • Rapsodie in Cadarache (Francia);
  • DFR in Dounreay (Regno Unito);
  • Kahl (Germania)

Tra il 1977 e il 1982 furono fabbricati circa 1.000 elementi di combustibile ad ossidi misti a basso contenuto di plutonio in collaborazione con l’AECL (società canadese), che furono spediti al reattore di Chalk River in Canada.

Come viene realizzato il contenimento delle sostanze contenenti plutonio?

Generalmente, laboratori di plutonio analoghi prevedono due barriere rispetto all’esterno. Per maggiore precauzione, tuttavia, il laboratorio Plutonio del sito Casaccia prevede tre barriere rispetto all’esterno:

  • la scatola a guanti in cui avviene la manipolazione;
  • il locale in cui la scatola a guanti si trova;
  • i muri perimetrali dell’edificio.

Oltre alla barriera fisica, il contenimento è garantito da un sistema di depressione tra i diversi ambienti. In questo modo, l’aria fluisce dall’esterno verso l’interno.

Impianto Itrec di Rotondella

Cosa indica l’acronimo ITREC?

È l’acronimo di Impianto Trattamento Elementi Combustibile.

Quando è iniziata e quando è terminata la costruzione dell’impianto?

I lavori di costruzione sono iniziati nel 1962 e si sono conclusi nel 1970.

Quando è stato avviato e per quanti anni ha funzionato l’impianto?

Completate nel 1974 le prove pre-nucleari, l’avvio “a caldo” è avvenuto il 16 luglio 1975. Tra il 1975 e il 1987 sono stati riprocessati elementi esauriti provenienti dalla centrale nucleare americana di Elk River.

Quando è avvenuta la chiusura definiva dell’impianto?

Le sperimentazioni sono state interrotte nel 1987 a seguito dell’esito del referendum sul nucleare.

Qual è la finalità scientifica dell’impianto?

Il funzionamento dell’impianto era finalizzato alla ricerca, nel quadro di una collaborazione italo-americana, su un particolare combustibile nucleare chiamato torio, particolarmente abbondante in natura.

Qual è la particolarità tecnica dell’impianto ITREC?

Ciascuna parte rilevante dell’impianto è montata su un supporto, chiamato rack, che può essere rimosso indipendentemente dal resto dell’infrastruttura (Rack Removal System).

La configurazione dell’impianto è pertanto molto flessibile, con possibilità di effettuare agevolmente operazioni di manutenzione o di sostituzione di componenti.

Quali altre attività sono state effettuate nell’impianto ITREC?

Oltre alle attività sperimentali sul torio, nell’impianto sono state effettuate prove sperimentali su nuovi componenti tecnologicamente avanzati da impiegare nel campo del riprocessamento del combustibile nucleare esaurito.

Generali

 

Che origine ha la radioattività?

La radioattività è un fenomeno fisico che consiste nella trasformazione di isotopi instabili della materia attraverso l’emissione spontanea di particelle cariche, generalmente accompagnata da radiazioni elettromagnetiche. E’ normalmente presente nell’ambiente in cui viviamo (es. rocce, acqua, minerali e gas).

La radioattività artificiale ha origine invece dalle attività umane le cui applicazioni prevedono l’utilizzo di materiali radioattivi; tra queste, ad esempio, la produzione di energia elettrica da fonte nucleare, la ricerca scientifico-tecnologica e le pratiche medico-diagnostiche (ad esempio radio farmaci, tomografia assiale computerizzata, tomografia ad emissione di positroni). La cosiddetta radioattività ambientale, generalmente indicata come radiazione di fondo, è composta dal contributo della radioattività naturale ed artificiale, non è costante ed è correttamente rappresentabile da un intervallo di valori (range). Alla radioattività naturale ed artificiale si aggiungono i raggi cosmici, cioè una radiazione formata da particelle di varia natura, che si muovono nello spazio con velocità prossima a quella della luce.

Qual è la storia della radioattività?

La radioattività è stata scoperta da Henry Bequerel e dai coniugi Pierre e Marie Curie, che nel 1903 ricevettero il Premio Nobel per la Fisica per le loro ricerche. Essi rilevarono che alcuni minerali, contenenti uranio e radio, avevano la proprietà di impressionare delle lastre fotografiche poste nelle loro vicinanze. Le lastre fotografiche, una volta sviluppate, presentavano infatti delle macchie scure.
Per questa loro proprietà, elementi come l’uranio, il radio e il polonio (gli ultimi due scoperti da Pierre e Marie Curie) vennero denominati “attivi” e il fenomeno di emissione di particelle venne detto radioattività. Da allora sono stati identificati quasi 2500 specie di nuclei “attivi” differenti e di essi solo una piccola percentuale, circa 280, sono stabili.

Come si misura la radioattività?

L’unità di misura della radioattività è il becquerel (Bq). 1 becquerel corrisponde all’attività di un radionuclide che presenta un decadimento al secondo. La concentrazione di attività è riferita all’unità di massa (il grammo) ed è espressa in becquerel per grammo (Bq/g). Il becquerel è però una misura (come, ad esempio, il metro per le lunghezze) che non fornisce informazioni in merito agli effetti che potrebbero derivarne per l’uomo. La quantificazione di tali effetti si esprime in termini di dose annua la quale è misurata in sievert per anno (Sv/a).

Quali sono gli effetti della radioattività?

Le radiazioni prodotte dai radioisotopi interagiscono con la materia con cui vengono a contatto, trasferendovi energia. Tale apporto di energia produce negli organismi viventi, una ionizzazione delle molecole: da qui la definizione di radiazioni ionizzanti. La dose di energia assorbita caratterizza questo trasferimento di energia. Gli effetti della radioattività variano a seconda del tipo e del quantitativo (dose) di radiazioni ricevute.

Quante dosi si assorbono con una normale radiografia?

Una radiografia al torace comporta l’assorbimento di una dose di circa 0,14 millisievert (mSv). Il limite massimo di dose stabilito dalla legge italiana per le persone è 1 mSv per anno al di sopra della dose naturale di radiazioni.

Quant’è la dose di radioattività naturale mediamente assorbita dall’uomo in un anno?

Nel mondo, la dose mediamente assorbita dalla popolazione è di 2,4 millisievert per anno (mSv/a) e in Italia di 3,1 mSv/a.

Quant’è il limite di dose per i lavoratori professionalmente esposti?

La normativa italiana fissa tale limite in 20 mSv per anno.

Quanto tempo occorre per un decadimento radioattivo?

La durata della radioattività, essendo funzione del tempo di decadimento dei diversi radioisotopi presenti nell’elemento considerato è estremamente variabile, andando da pochi secondi – o frazioni di secondo – a decine o centinaia di migliaia di anni.

 

In che cosa consistono la fissione e la fusione nucleare?

Sia la fissione che la fusione sono dei processi in grado di trasformare la materia in energia: la fissione nucleare è la reazione che porta alla rottura di un nucleo pesante in due parti (frammenti di fissione) con liberazione di energia (energia di fissione) ed emissione di due o tre neutroni, detti di fissione, in grado a loro volta di provocare nuove fissioni (reazione a catena).

La fusione nucleare, viceversa, è la reazione innescata da altissime temperature e pressioni, che provoca l’unione dei nuclei di atomi leggeri (generalmente isotopi dell’idrogeno), con liberazione anche in questo caso di energia.

 

Cosa si intende per impianti nucleari di prima, seconda, terza e quarta generazione?

Le centrali nucleari di prima generazione, costruite tra la fine degli anni ’50 e l’inizio degli anni ’60, hanno generalmente caratteristiche di prototipo, sono di potenza ridotta rispetto a quelle più moderne e dotate di criteri di sicurezza ampiamente superati rispetto ai sistemi impiegati oggi. Nel tempo, queste centrali hanno subito numerosi interventi di adeguamento per elevare i livelli di sicurezza.

La seconda generazione è quella del “boom” nucleare degli anni ’70 ed ’80, dove si è visto un fiorire di nuove iniziative, un incremento molto sostanzioso della potenza e delle dimensioni degli impianti. Anche questi impianti sono stati oggetto di numerosi interventi per migliorarne la sicurezza alla luce dell’esperienza operativa.

La terza generazione è quella delle centrali nucleari che hanno fatto tesoro di tutte le esperienze accumulate ed hanno visto un ulteriore leggero aumento delle potenze ed un ulteriore sostanziale miglioramento della sicurezza, che si esprime in particolare nel fatto che vengono presi in considerazione anche incidenti limite quali la fusione del nocciolo del reattore con la predisposizione di procedure e sistemi ingegneristici finalizzati alla minimizzazione delle conseguenze.

Si identifica anche una terza generazione avanzata che tiene conto di ulteriori miglioramenti tecnologici (per esempio per l’impiego di nuovi materiali e migliori sistemi di controllo). Questi reattori riescono a garantire livelli di sicurezza assoluti anche in modo indipendente dalle azioni degli operatori, tramite sistemi passivi, e sono in grado di eliminare la necessità di evacuazione della popolazione circostante l’impianto anche in presenza dei più gravi incidenti ipotizzabili.

Vi è poi un progetto internazionale di ricerca per lo sviluppo dei cosiddetti reattori di quarta generazione. Gli obiettivi della ricerca non puntano tanto agli aspetti della sicurezza, ormai già consolidati, ma soprattutto nel poter massimizzare il ciclo del combustibile e minimizzare la produzione di rifiuti radioattivi prevedendo la possibilità di bruciare negli stessi reattori i rifiuti radioattivi a più lunga vita generatisi durante il loro funzionamento, che permetterebbe appunto una riduzione significativa dei rifiuti stessi. I progetti allo studio richiederanno ancora un lungo programma di ricerca e sperimentazione.


 


 

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