Le Scorie Nucleari: - INFN Sezione di Ferrara

Le Scorie Nucleari:
sono inutili e pericolosi rifiuti?
Adriano Duatti
Laboratorio di Medicina Nucleare, Dipartimento di Scienze Radiologiche,
Università di Ferrara, Via L. Borsari, 46, 44100 Ferrara, Italy
(email: dta@unife.it)

Scorie Nucleari:
Da dove provengono?

Il nucleo atomico
Neutrone
Protone

Diagramma di stabilità dei nuclidi

La fissione nucleare

L’Uranio
La concentrazione media dell’uranio nella crosta terrestre varia da 2 a 4
parti per milione (ppm). L’uranio è circa 40 volte più abbondante
dell’argento. Si calcola che la crosta terrestre contenga circa 10 17 kg di
uranio. I minerali di uranio estratti naturalmente contengono ossidi di
uranio in percentuali che variano dallo 0,01 al 0,25%.

235 U
92
Isotopi dell’uranio
Uranio-238 (99,2742%; T 1/2 = 4,468 miliardi di anni)
Uranio-235 (0,7204%; T 1/2 = 703,8 milioni di anni)
Uranio-234 (0,0054%; T 1/2 = 245 500 anni)

La serie del radio (o dell’uranio)

I paesi produttori

Produzione del combustibile nucleare
Estrazione degli ossidi di uranio (uraninite, U 3O 8)
Dissoluzione e concentrazione (Yellowcake)
Conversione nel composto gassoso di esafluoruro di
uranio (UF 6)
Arricchimento della percentuale di U-235 (da 0.7% a
circa 4.4%)
Conversione nell’osssido ceramico (UO 2)

Uraninite
(Pitchblende)
Il combustibile nucleare
U 3O 8
Yellowcake
UO 2

Il combustibile nucleare
UF 6
Barre di combustibile (UO 2)

Arricchimento

Reazioni nucleari in UO 2
v
v

Scorie Radioattive
Sono costituite dai prodotti di fissione dell’uranio-235 e
del plutonio-239 e dagli elementi transuranici che si
generano all’interno del nocciolo di un reattore
nucleare. Questi elementi, che vanno dallo zinco ai
lantanidi, costituiscono circa il 3% della massa totale
dei rifiuti e contengono circa il 95% della radioattività
totale generata dalla fissione nucleare. La loro quantità
e volume, tuttavia, sono assai ridotti.

Prodotti di fissione

Prodotti di fissione ad emivita media
Nuclide T 1/2, y Yield ,% E, keV
155 Eu 4.76 0.0803 252
58 Kr 10.76 0.2180 687
113m Cd 14.1 0.0008 316
90 Sr 28.9 4.505 2826
137 Cs 30.23 6.337 1176
121m Sn 43.9 0.00005 390
151 Sm 90 0.5314 77

Prodotti di fissione ad emivita lunga
Nuclide T 1/2, My Yield ,% E, keV
99 Tc 0.211 6.1385 294
126 Sn 0.230 0.1084 4050
79 Se 0.295 0.0447 151
93 Zr 1.53 5.4575 91
135 Cs 2. 3 6.9110 269
107 Pd 6.5 1.2499 33
129 I 15.7 0.8410 194

Quantità di scorie radioattive prodotte annualmente
da un reattore nucleare di 1000 MW di potenza
Estrazione 20 000 tons di minerale contenente uranio all’1%
Concentrazione 230 tons di U 2O 3 contenenti 195 tons di uranio
Conversione 280 tons di UF 6 corrispondenti a 195 tons di uranio
Arricchimento
Combustibile
35 tons di UF 6 arricchito contenente 25 tons di
uranio arricchito (3% U-235)
27 tons di UO 2 corrispondenti a 24 tons di uranio
arricchito
Funzionamento 8640 milioni di kWh (8,64 TWh) di elettricità
Rifiuti
27 tons di rifiuti contenenti 240 kg di Pu-239, 23
tons di uranio impoverito (0,8% U-235), 720 kg di
scorie radioattive (3 m 3 dopo vetrificazione)

Quantità di scorie radioattive prodotte annualmente
da una centrale nucleare: un altro esempio
U purificato
7 tons
U impoverito
6 tons
U arricchito
1 tons
U esaurito
1 tons
40 kg
960 kg
Scorie
radioattive
10 kg
U ritrattamento
Pu-239

Decadimento radioattivo in una
tonnellata di combustibile esaurito

Deposizione temporanea in piscine d’acqua
Circa 270 000 tons di combustibile usato sono depositate presso le centrali nucleari di cui il 90% in piscine.
La quantità di combustibile cresce ogni anno di circa 12 000 tons, di cui 3000 tons sono subito ritrattate.

Ritrattamento e riciclo del
combustibile nucleare spento
Il combustibile nucleare pronto per l’uso contiene fino al 5% di U-
235. Alla fine del suo ciclo, esso contiene circa il 95% dell’U-238
iniziale, il 3% dei prodotti di fissione e di isotopi transuranici e circa
l’1% di Pu-239/240 e U-235. Il processo di ritrattamento serve a
separare l’uranio ed il plutonio dalle scorie radioattive.

Ritrattamento: il metodo PUREX
PUREX : Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction

Il combustibile MOX
L’uranio ed il plutonio ottenuti dopo la separazione dalle scorie
radioattive vengono trasformati nei rispettivi ossidi (UO 2 e
PuO 2) e, quindi, mescolati assieme e compressi per formare una
nuova specie di combutibile chiamato MOX. Questo
combustibile contiene il 7% plutonio mescolato con uranio
impoverito, ed è equivalente ad un combustibile formato da
solo uranio arricchito di circa il 4.5% in U-235 (se il plutonio-239
è presente in una percentuale del 60- 65%).

Decadimento radioattivo delle scorie
nucleari dopo ritrattamento e separazione

Trattamento dei rifiuti radioattivi
Rendere minimo il volume delle scorie
Ridurre il rischio potenziale delle scorie
immobilizzandole in una forma solida
stabile che ne impedisca la diffusione
nell’ambiente

Metodi per la deposizione delle scorie radioattive
Immobilizzazione delle scorie all’interno di una matrice
insolubile (borosilicati vetrosi, rocce sintetiche)
Chiusura ermetica in contenitori resistenti alla corrosione
(acciaio) ed isolati dall’umidità esterna
Deposizione in formazioni rocciose stabili all’interno di grotte
profonde

Trattamento dei rifiuti radioattivi
Vetrificazione
Calcinazione per eliminare l’umidità e rimozione dei nitrati
Riscaldamento in fornace del solido calcinato con una
matrice vetrosa fluida che, in seguito a raffreddamento,
intrappola al suo interno le scorie radioattive
Percolamento della matrice vetrosa fluida in contenitori
cilindrici di acciaio

Vetrificazione

Trattamento dei rifiuti radioattivi
Il metodo Synroc
Synroc è un metodo per incorporare le scorie
radioattive in una matrice cristallina ceramica
formata da tre tipi di minerali di titanio: hollandite,
zirconite and perovskite

Tipico contenitore di scorie radioattive
vetrificate o ceramiche

Trattamento dei rifiuti radioattivi
Deposizione
All’interno di fratture rocciose stabili
In cave d’argilla
In depositi salini naturali
Nello spazio extraterrestre
In zone di subduzione della zolle tettoniche
Nelle profondità marine
In cavità poste sotto i fondali marini
All’interno di ghiacciai perenni

Il reattore naturale di Oklo
Un reattore di fissione naturale fu scoperto nel 1972 nella
miniera di uranio di Oklo, nella Repubblica del Gabon
(Africa Occidentale). Il deposito contiene uranio
naturalmente arricchito in U-235 (3%). Nel suo interno, ha
luogo da milioni di anni una reazione a catena di fissione
spontanea, autosostenuta. In quest’arco di tempo, le
reazioni nucleari hanno prodotto circa 5000 kg di scorie
radioattive ed elementi transuranici. Nonostante il clima
umido tropicale, in più di 2 milioni di anni, non vi è stato
alcun rilascio di materiale radioattivo nell’ambiente, e le
scorie formatesi si sono spostate solamente di pochi
centimentri dal punto in cui erano state prodotte.

Organizzazioni internazionali
per il controllo e la sicurezza
'The Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and the
Safety of Radioactive Waste Management‘ 1997
International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna, Austria.
The OECD/NEA (Nuclear Energy Agency of the Organisation for Economic
Co-operation and Development) Parigi, Francia

Prodotti di fissione
Mo-99

Mo-99
Tc-99m
Tecnezio-99m
Generatore di 99 Mo/ 99m Tc

Produzione di Mo-99

Radiologia

Medicina Nucleare

Somministrazione

Single Photon Emission Computed Tomography (SPECT)

Tomografia Computerizzata

Cardiologia Nucleare

Imaging metabolico

Oncologia nucleare

Oncologia nucleare

Reattori per la produzione di Mo-99
NRU, Chalk River, Canada
BR2, Mol, Belgio
SAFARI-1, Pelindaba, South Africa
HFR, Petten, the Netherlands
OSIRIS, Saclay, Francia