Progetti a lungo termine sulla fissione nucleare finanziati dall'UE: sono arrivati i risultati!
Due importanti progetti finanziati dall'UE sullo smaltimento delle scorie nucleari hanno permesso ai ricercatori di raggiungere un consenso su diverse questioni chiave riguardanti la durata chimica sia per le scorie ad alta radioattività vetrificate che per il combustibile nucleare esausto. I due progetti sono GLAMOR ("Critical evaluation of the dissolution mechanisms of high level nuclear waste glasses in conditions of relevance for geological disposal") e MICADO ("Model uncertainty for the mechanism of dissolution of spent fuel in a nuclear waste repository"). Entrambi si proponevano di valutare le incertezze in diverse procedure di modellazione descrittive e di previsione, e di descrivere i processi di dissoluzione dei contenitori di vetro delle scorie nucleari e del combustibile nucleare esausto in un deposito durante periodi di tempo geologici. Entrambi i progetti hanno aperto nuove strade in questo campo di ricerca usando una comune raccolta di dati sperimentali e modelli già esistenti. Lo smaltimento - isolamento geologico in profonde formazioni geologiche è attualmente ritenuta la più sicura soluzione a lungo termine per gestire le scorie nucleari a vita lunga. Nel mondo è stata prestata particolare attenzione sulle scorie radioattive ad alta radioattività che derivano dal combustibile nucleare esausto una volta che è stato eliminato dalle centrali nucleari, poiché esso costituisce oltre il 98 % della radioattività generata in questi impianti. Queste scorie radioattive ad alta radioattività possono essere in forma vetrificata in quei paesi che possiedono delle opzioni di ritrattamento. Altrimenti, lo stesso combustibile esausto può essere considerato come una forma di scoria. I possibili siti di smaltimento in Europa, in formazioni di granito, argilla o sale, sono stabili per decine di milioni di anni e sono caratterizzati da un movimento di acque freatiche molto lento. Finora i ricercatori si sono concentrati sulla costruzione di ampie basi di dati sperimentali per simulare l'interazione a lungo termine delle acque freatiche con diversi tipi di scorie nucleari vetrificate e combustibile nucleare esausto. Questi comprendono vetro con composizioni simili a quello prodotto negli impianti di ritrattamento e in quelli associati di vetrificazione come a La Hague in Francia o a Sellafield nel Regno Unito. Il progetto GLAMOR, realizzato tra il 2002 e il 2006, è stato finanziato con 232.351 euro dalla Commissione europea nell'ambito dell'area tematica "Energia nucleare" del Quinto programma quadro (5°PQ) della Comunità europea dell'energia atomica (Euratom). Esso ha visto riunirsi scienziati provenienti da Belgio e Francia per esaminare le principali ipotesi e incertezze dei modelli sulla dissoluzione delle scorie nucleari vetrificate in sistemi di acqua pura senza il deposito in prossimità di altri materiali, come la bentonite e prodotti metallici della corrosione. Si è giunti alla conclusione che esiste una percentuale residua di dissoluzione per le scorie nucleari vetrificate in acqua pura. Questa percentuale residua di dissoluzione "finale" può essere molto importante per la valutazione della funzione della barriera e della durata del vetro, poiché essa è fino a 10.000 volte più piccola della percentuale iniziale di dissoluzione. Le durate di blocchi di scorie ad alta radioattività vetrificati di circa 100.000 anni e più possono ora essere previste in questi ambienti. Gli scienziati del progetto hanno anche scoperto che la percentuale di dissoluzione residua dovrebbe essere presa in considerazione nei calcoli per la valutazione della sicurezza di un sito geologico di smaltimento. La fase in cui la percentuale di dissoluzione diminuisce, che precede la percentuale di dissoluzione residua, potrebbe essere spiegata per mezzo di vari meccanismi che si trovano nei modelli. Le simulazioni mediante modelli non hanno permesso di trarre conclusioni su quale meccanismo fosse quello dominante; tuttavia, il confronto ha fornito una chiara visione d'insieme dei problemi chiave che sorgono quando si interpretano i risultati e ha evidenziato molte debolezze nei modelli concettuali di fondo. Il progetto successivo MICADO si è basato su questo lavoro di preparazione effettuato dai ricercatori del progetto GLAMOR. MICADO ha ricevuto finanziamenti per 1,3 milioni di euro dalla Commissione europea nell'ambito dell'area tematica "Gestione delle scorie radioattive" del Sesto programma quadro (6° PQ) del trattato della Comunità europea dell'energia atomica (Euratom) ed è stato operativo dal 2007 al 2010. Scienziati provenienti da Belgio, Francia, Germania, Spagna, Svezia, Svizzera e Regno Unito appartenenti ad agenzie europee per la gestione delle scorie, organizzazioni tecniche che supportano gli enti regolatori, università e organizzazioni di ricerca hanno valutato le conoscenze attuali sul combustibile esausto in condizioni di smaltimento. Il team ha esaminato l'attuale conoscenza sperimentale, le condizioni dei confini idrogeologici e l'attuale comprensione dei processi fisico - chimici che controllano il rilascio di radionuclidi, atomi con un nucleo instabile, allo scopo di identificare i principali punti di incertezza. Sono state condotte analisi separate dell'incertezza riguardanti l'evoluzione del carburante esausto: per le prime poche migliaia di anni, quando il contenitore è ancora intatto; e per le poche successive migliaia di anni, un periodo che sarà probabilmente caratterizzato da condizioni sature di idrogeno, con l'idrogeno che deriva dalla corrosione del contenitore per periodi successivi molto lunghi, caratterizzati da condizioni in cui le concentrazioni di idrogeno sono diminuite ma la condizione dell'ambiente continua a essere di riduzione. Il team ha scoperto che le incertezze sull'area superficiale del combustibile esausto esposto alle soluzioni, un fattore molto importante quando si deve calcolare la percentuale di dissoluzione, potrebbero essere fortemente ridotte. La valutazione di ampie serie di dati sperimentali e di modelli per la dissoluzione delle matrici di combustibile esausto mostrano che la matrice UO2 del combustibile esausto può essere utile come efficace barriera di isolamento per decine di migliaia o anche per milioni di anni. Una scarsa percentuale di inventari di iodio e censio sono tuttavia non legate nella matrice UO2 e queste frazioni possono essere rilasciate rapidamente a contatto con l'Acqua. Tali frazioni sono più basse di quanto anticipato in precedenza. Gli scienziati sperano che i risultati di entrambi i progetti portino adesso a importanti ulteriori ricerche in questo campo.Per maggiori informazioni, visitare: European Nuclear Society: http://www.euronuclear.org/
Paesi
Belgio, Svizzera, Germania, Spagna, Francia, Svezia, Regno Unito