ASSOCIAZIONE ITALIANA NUCLEARE
Associazione tecnico-scientifica no-profit dotata di personalità giuridica
Membro per l'Italia del Forum Atomico Europeo (FORATOM) e della European Nuclear Society (ENS) 

2.3 Il combustibile nucleare e i materiali radioattivi

2.3.1 Disponibilità di combustibile nucleare

L’edizione 2006 del “Red Book”, pubblicato in collaborazione da ONU-IAEA e OCSE-NEA, che costituisce la pubblicazione di riferimento a livello internazionale sulle riserve di uranio, indica che le risorse uranifere estraibili a costi non superiori a 130 $/kg (risorse commerciali) attualmente accertate a livello mondiale ammontano a 4,7 milioni di tonnellate, mentre le risorse estraibili a costi di poco superiori a 130 $/kg sono stimate in 9,7 milioni di tonnellate.

Al tasso attuale di utilizzazione (il fabbisogno mondiale di uranio nel 2006 è stato di 66.529 tonnellate) e senza utilizzare i materiali in giacenza, le risorse minerarie commerciali (estraibili a costi non superiori a 130 $/kg) basterebbero per 70 anni e quelle totali per 220 anni. Occorre tuttavia considerare che esistono attualmente in giacenza uranio depleto, uranio ad alto arricchimento e plutonio in grado di alimentare per 20 anni il funzionamento dei reattori attualmente in esercizio (attraverso l’uso di combustibili a ossidi misti di uranio e plutonio). Utilizzando le risorse minerarie esistenti e i materiali in giacenza la durata delle risorse all’attuale tasso di utilizzazione è dunque quantificabile in circa 240 anni.

Un prolungamento sostanziale della durata delle risorse è legato alla prossima introduzione (2030) dei reattori della quarta generazione. I reattori a spettro neutronico termico attualmente in funzione nel mondo utilizzano infatti come combustibile l’uranio-235, che rappresenta solo lo 0,7% dell’uranio naturale. L’entrata in funzione dei reattori a spettro neutronico veloce basati sulla fissione dell’uranio-238 (la cui tecnologia è stata già sviluppata negli anni Ottanta con il reattore Superphénix e che costituiscono il principale riferimento per lo sviluppo dei nuovi reattori di quarta generazione) avrà l’effetto di consentire lo sfruttamento dell’uranio-238 (99,3% dell’uranio naturale) moltiplicando teoricamente per un fattore 60 la durata delle riserve di uranio accertate.

L’uso di combustibili a base di uranio e torio (il cui ciclo è stato studiato in molti paesi, fra cui l’Italia) avrà l’effetto di ampliare ulteriormente le riserve di combustibile nucleare, essendo il torio 3,5 volte più abbondante in natura dell’uranio. Il nucleare da fissione ha dunque un orizzonte temporale teorico di sfruttamento pressoché illimitato, e comunque superiore a quello di ogni altra fonte energetica impiegabile su vasta scala.

La durata delle risorse fissili si prolunga praticamente all’infinito se si considera che l’uranio è presente in soluzione nell’acqua degli oceani con una concentrazione di circa 13 mg/mc. Si valuta che in questa forma sia disponibile un quantitativo di uranio pari a 1.000 volte le risorse minerarie esistenti. I ricercatori giapponesi (Nature, 2008) hanno già messo a punto una tecnica di separazione mediante la quale sono riusciti a ricavare in un anno l’uranio necessario per il funzionamento di due centrali nucleari da 1.000 MWe ciascuna.  

Negli ultimi due decenni è gradualmente aumentato l’impiego di combustibile ad ossidi misti di uranio e plutonio (MOX). La crescente adozione del combustibile MOX risponde all’esigenza di valorizzare sul piano energetico gli stock di plutonio accumulati attraverso il ritrattamento del combustibile esaurito, ma anche di eliminare definitivamente il plutonio derivante dallo smantellamento delle testate nucleari, che solo in questo modo può essere definitivamente distrutto.

Per ragioni connesse con l’ottimizzazione dello sfruttamento del combustibile nucleare e con la riduzione della produzione di materiali ad alta attività, si va affermando in tutto il mondo l’adozione del ciclo chiuso del combustibile, in alternativa allo smaltimento del combustibile esaurito tal quale. Il concetto del ciclo chiuso prevede il ritrattamento del combustibile scaricato dai reattori, processo finalizzato al recupero dell’uranio 238 (95% del combustibile scaricato), dell’uranio 235 non fissionato (1%) e del plutonio prodotto nel reattore (1%). Uranio e plutonio sono riutilizzati per fabbricare combustibile fresco (di tipo MOX) e in tal modo il  problema dello smaltimento di materiali ad alta attività si pone solo per i prodotti non riutilizzabili (3%), che costituiscono le cosiddette “scorie ad alta attività”, mentre il 97% del combustibile nucleare esaurito è riciclato per fabbricare nuovo combustibile.

Bilancio delle risorse di combustibile nucleare.

2.3.2 Gestione dei materiali radioattivi

Il problema dei rifiuti radioattivi si pone per quantitativi molto limitati, inferiori di diversi ordini di grandezza ai quantitativi di rifiuti prodotti nelle centrali termoelettriche convenzionali:

Inoltre, contrariamente a quanto avviene per le emissioni chimiche delle centrali convenzionali, la pericolosità dei materiali radioattivi decresce nel tempo fino ad annullarsi. Per alcune sostanze il tempo di decadimento è molto rapido (qualche giorno), per altre è invece molto lungo (centinaia di migliaia di anni). Smaltire i materiali radioattivi significa pertanto sottoporli a trattamento adeguato e isolarli dalla biosfera per il tempo necessario a consentire il decadimento della radioattività in essi presente fino a livelli confrontabili con quelli del minerale di uranio originale.

2.3.3 Gestione dei materiali a bassa e media attività

I materiali a bassa e media attività (il 95% dei materiali radioattivi prodotti negli impianti nucleari) subiscono un trattamento di concentrazione, compattazione e stabilizzazione all’interno di fusti di acciaio mediante colaggio di una matrice cementizia. I fusti condizionati sono inseriti all’interno di cassoni in calcestruzzo (moduli di deposito) che sono a loro volta impilati all’interno di vasche in calcestruzzo (unità di deposito). Quando le unità di deposito sono riempite vengono chiuse con coperchi in calcestruzzo, impermeabilizzate e coperte con uno strato di terreno.

Deposito di materiali radioattivi a bassa e media attività (L'Aube, Francia).

I depositi definitivi per materiali a bassa e media attività sono di tipo superficiale (Francia, Spagna) o sotterraneo (Germania, Svezia). Depositi di questo tipo sono in esercizio in quasi tutti i paesi industriali. Essi sono progettati per isolare i materiali dalla biosfera per 300 anni; trascorso questo periodo si può perdere memoria del deposito, in quanto i materiali in esso ospitati hanno raggiunto livelli di radioattività analoghi a quelli del fondo naturale.

2.3.4 Gestione dei materiali ad alta attività

I materiali ad alta attività (il 5% dei materiali radioattivi prodotti negli impianti nucleari) derivano principalmente dal ritrattamento del combustibile nucleare esaurito. Dopo la separazione delle componenti riutilizzabili (95% del combustibile esaurito) la parte residua (5%) è inglobata a caldo in una matrice di vetro minerale all’interno di un contenitore in acciaio (flask). Il contenitore è chiuso mediante saldatura ed è avviato al deposito temporaneo. I flask sono successivamente inseriti all’interno di contenitori cilindrici corazzati (cask) aventi diametro di 2,5 m e altezza di 4,5 m, adatti al trasporto e allo stoccaggio di lungo termine all’interno di depositi idonei. 

Per lo smaltimento definitivo è in fase di studio in molti paesi lo smaltimento geologico, in cui la funzione di isolamento dei materiali è affidata a formazioni geologiche profonde (di argilla, salgemma o granito) stabili per milioni di anni. L’unico deposito geologico attualmente in funzione si trova nel New Mexico (USA) ma ha lo scopo di ospitare i materiali derivanti dai programmi militari, non quelli derivanti dalle centrali nucleari. Il motivo per il quale nessun paese ha finora realizzato depositi geologici per i materiali provenienti dalle centrali nucleari è che al momento non sono necessari, dato che i materiali ad alta attività prodotti negli impianti nucleari continuano ad essere agevolmente stoccati presso gli stessi impianti. Per dare un’idea della reale dimensione del problema, le scorie ad alta attività derivanti da tutto il combustibile nucleare utilizzato in Italia impegneranno complessivamente 20 cask.

2.3.5 Sviluppi della ricerca

Il problema delle scorie ad alta attività è in via di soluzione sistematica attraverso le ricerche in corso sulla separazione e sulla trasmutazione delle componenti ad alta attività e a lunga vita. Le tecniche in fase di sviluppo in Francia, Regno Unito e Stati Uniti consentiranno di ridurre il tempo di decadimento degli attinidi a circa 300 anni, analogo a quello dei materiali a media attività.

Il tempo nel quale la radioattività del combustibile nucleare irraggiato - così come è scaricato dal reattore -  si riduce a quella del minerale di uranio originale è quantificabile in circa 200 mila anni. Se tuttavia si separano e si riutilizzano l’uranio e il plutonio, il tempo di decadimento si riduce a circa 10 mila anni. Se inoltre si riesce a trasformare gli attinidi in elementi più leggeri il tempo di decadimento si riduce ulteriormente a circa 300 anni.  In tal modo è possibile trasformare le scorie ad alta attività in materiali caratterizzati da un tempo di decadimento analogo a quello dei rifiuti a bassa attività. 

Nell’ambito del Progetto Atalante i ricercatori francesi hanno già dimostrato la fattibilità tecnica di questo processo, che si articola nelle seguenti fasi:

―      separazione spinta degli attinidi durante il ritrattamento del combustibile;

―      fabbricazione di elementi di  combustibile speciali contenenti gli attinidi;

―      trasmutazione degli attinidi mediante irraggiamento neutronico in un reattore veloce.

Il problema della gestione dei materiali radioattivi è dunque in via di soluzione definitiva e non è comunque tale da rappresentare un ostacolo all’uso dell’energia nucleare.