Automatic Jack ha scritto mer, 25 gennaio 2006 alle 20:23
Un reattore del tipo PWR scarica annualmente da 40 a 70 elementi di combustibile, un BWR da 120 a 200 (rispettivamente 461.4 e 183.3 Kg di uranio per assembly). Infatti dopo 3 anni di permanenza all’interno del reattore il combustibile passa alle piscine di raffreddamento; si sono formati in totale circa 350 nuclidi differenti, 200 dei quali radioattivi.
Si ha, in media, la seguente composizione:
- 94% uranio 238
- 1% uranio 235
- 1% plutonio
- 0.1% attinidi minori (Np, Am, Cm)
- 3÷4% prodotti di fissione
I più pericolosi materiali sono il plutonio ( 250mila anni per pareggiare la radioattività dell'uranio iniziale ) e gli attinidi minori (nettunio, americio e curio), che contribuiscono per un ordine di grandezza meno del plutonio ma circa mille volte più dei prodotti di fissione;
Considerando una scala di tempi, (dato che le scorie radioattive, al contrario dei rifiuti convenzionali, decadono nel tempo), si osserva che i prodotti di fissione sono pericolosi per circa 300 anni, gli attinidi minori per circa 10.000, il plutonio per circa 250.000.
per il loro smaltimento si possono usare due vie: o lo stoccaggio (dispendioso) oppure usare reattori che non le producono o che sono in grado di rimangiarsele, per riarricchimento oppure perchè in grado di ridurne la pericolosità. Famoso in questo caso è il reattore di rubbia, un ADS (Accelerator Driven System) che tramite un'irraggiamento di neutroni pilotato da un acceleratore di particelle è in grado di inertizzare le scorie. oppure si ipotizza l'uso di reattori HTR, cioè reattori ad alta temperatura:
http://www.iaea.org/inis/aws/htgr/abstra cts/abst_htr2002_x.html
Se poi andiamo a parlare di quantità, un reattore PWR ( Pressurized Water Reactor) da 1000 MW equivalenti produce circa 3 metri cubi di scorie vetrificate di alto livello (che contengono plutonio o attinidi minori) in un anno. Quelle di medio o basso livello hanno pericolosità contenuta.
In quanto allo stoccaggio, in particolare in europa, I principali centri di stoccaggio (tutti non geologici) sono:
Le Hague (Francia)
Sellafield (Gran Bretagna)
Oskarshamn (Svezia)
Olkiluoto (Finlandia)
Tutti i centri di stoccaggio europei hanno natura "temporanea" per rispondere al criterio di reversibilità. Non conoscendo con precisione le conseguenze dello stoccaggio di scorie radioattive nel tempo, si rende possibile un loro trasferimento in altri luoghi. Soltanto nel deserto del Nuovo Messico in USA si trova un deposito di stoccaggio "geologico", cioè un sito assolutamente non accessibile il quale, per caratteristiche geologiche dell'area, garantirà una durata lunga a sufficienza da inertizzare le scorie definitivamente. Per quello nel deserto del nuovo messico ci sono voluti però circa 25 anni di studi per individuare il luogo e renderlo operativo, non proprio una cosa da poco.
Le scorie vetrificate di solito vengono stoccate all'interno di contenitori speciali, i Dry Cask:
http://www.nrc.gov/images/waste/spen...e/dry-cask.gif
Che sono contenitori di acciaio e strati di polietilene, bario e acqua, polimeri e altre sostanze in grado di assorbire le radiazioni. La pericolosità di questi sistemi è tanto bassa che nelle opportune condizioni metereologiche possono trovar posto anche all'aperto:
http://www.nucleartourist.com/images/24_casks.jpg http://www.nucleartourist.com/images/7_casks.jpg
Lo spostamento avviene con mezzi normalissimi, posto che siano in grado di sollevarne il peso assurdo (
http://forumtgmonline.futuregamer.it..._icons/asd.gif ):
http://www.nucleartourist.com/images..._transport.jpg
http://www.nucleartourist.com/images/164_cask_isfsi.jpg
il problema grosso dello stoccaggio è il tempo. viste le migliaia di anni necessari affinchè le scorie perdano di pericolosità, è difficile che possa essere allestito un sito "definitivo". I cask comunque sono in grado di resistere per le migliaia di anni necessari affinchè il plutonio e i suoi amici smettano di fare i birichini
http://forumtgmonline.futuregamer.it..._icons/asd.gif
fonti:
- Tesi di laurea in ingegneria nucleare di Romanello Vincenzo -
"Analisi di alcune peculiari potenzialità degli HTR: la produzione di idrogeno ed il bruciamento degli attinidi"
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http://www.ecoage.com
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http://www.iaea.org
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http://nucleartourist.com