Performance assessment di un deposito superficiale per i rifiuti radioattivi

After more than 30 years from the 1987 Italian referendum that ratify the closure of all the nuclear activities and all the nuclear installation, the radioactive wastes are stored in temporary repositories. The main problem related to these, is that they are progressively losing their capacity to contain waste, and moreover the maintenance costs of each repository is increasing year by year. Beyond the existing waste originated from the energy field, the national repository will contain:  nuclear waste originated from decommissioning activities;  nuclear waste originated from the medical, industrial and research field. Nowadays they are managed by specialized companies;  high level waste generated by reprocessing processes, currently stored in England (Sellafield) and France (La Hague). From this, the necessity to have the availability of a national repository within 2025. It is possible to look at this topic having different visions, but in this thesis work it has been preferred to examine the impact that this project will have, on the economical and industry field and most of all to analyze the functionalities and the characteristics of the National Repository from the technical-engineer point of view. The realization of the National Repository and the annexed Technological Park has a great relevance in terms of economic development. The total investment is expected to be around 1.5 billion euros, generating an impact in terms of production, on the economic system, of 3 billion euros. The advantages are not limited to the realization phase, and will be significant even during the operative phase with regard to employment and technical qualification concerning the branches involved. Instead, from the engineering point of view, the objective of the construction of the National Nuclear Waste Repository, is to assure the isolation of the radionuclides from the Biosphere, a time long enough in order to let the isotopes naturally decay, not representing a danger for the population and the environment. To achieve this result, it has been adopted a multibarrier system constituted by: a cementitious matrix in a metal container (waste package), concrete module, concrete cell and natural-engineered barriers. In a performance assessment context to achieve a long safety period, the aim of this work is to study and analyze, through well-defined scenarios, the principal physical/chemical processes characterizing the migration of radionuclides through the repository barriers by means of the 2 application and the integration of two different modeling approaches: deterministic and probabilistic. In particular, the use of AMBER software allowed a deterministic compartment modeling of the radionuclides transport processes through the principal engineered and natural barriers in the Near-Field and Far-Field, respectively, up to the dose estimation into the Biosphere. When describing the leaching processes that characterize radionuclides release from the waste packages into the modules, there is the necessity to use the Monte Carlo Simulation-Based Reliability Model (MCSBRM) coupled with the deterministic compartment model. Finally, it has been performed both an uncertainty analysis and a sensitivity analysis to examine the influence on the containment function of the principal hydrogeological parameters adopted in the model and to obtain a more precise estimate with reference to the total effective dose.

Dopo il referendum del 1987 l’Italia, interpretandone in modo estensivo gli esiti, sancì l’uscita del Paese dalla produzione di energia elettrica da fonte nucleare, decretando la chiusura delle quattro centrali nucleari e dei cinque impianti del ciclo del combustibile (riprocessamento combustibile irraggiato e fabbricazione elementi di combustibile fresco) operanti sul territorio nazionale. Decisione poi riconfermata, con un nuovo referendum del giugno 2011, successivo ad una breve ripresa del programma nucleare italiano. Tuttavia, corre l’obbligo di evidenziare che le posizioni di cui sopra, assunte a più riprese dai Governi che si sono succeduti, vanno a sostanziare la cessazione di produzione di energia elettrica da fonte nucleare, ma non certo l’uscita dell’Italia dalla questione nucleare come, per altro, accade in ogni Paese industrializzato. Di fatto, per quanto attiene al comparto energetico, continuano ad essere presenti e stoccati in depositi temporanei i rifiuti radioattivi prodotti nel corso dell’esercizio pregresso di centrali ed impianti, nonché quelli che originano costantemente dal mantenimento in sicurezza di tali installazioni; ci saranno poi i rifiuti radioattivi derivanti dalle attività di decommissioning delle installazioni di cui sopra (in parte già prodotti). Inoltre, occorre considerare che, fatta salva la presenza pregressa, anche la produzione giornaliera di rifiuti radioattivi da comparto non energetico (ricerca, industria e, in particolare, medicale diagnostico e terapeutico), è destinata a continuare in futuro, per tempi indefiniti. Allo stato attuale anche questa tipologia di rifiuti radioattivi è custodita in depositi di carattere temporaneo. Essenzialmente, il ciclo di vita dei rifiuti radioattivi inizia nel momento in cui si progetta un’attività che ne darà luogo e termina con la loro custodia definitiva (smaltimento); il deposito temporaneo (stoccaggio) è un termine intermedio di tale ciclo che, pertanto, resta aperto. Ne deriva quindi la necessità, per ogni Stato Membro, di dotarsi di un Deposito Nazionale centralizzato di smaltimento, al fine di ottimizzare e regolarizzare la gestione dei rifiuti radioattivi, chiudendone il ciclo, così come auspicato dalla normativa comunitaria e quindi nazionale, vigente. L’introduzione di questi temi, apre a tre visioni differenti. Si potrebbe approfondire l’argomento da un punto di vista socio-politico, trattandosi di progetto statale che dovrà essere sottoposto a Consultazione Pubblica, ma, diversamente, si è scelto piuttosto di analizzare dapprima l’impattoche il Deposito Nazionale avrà in ambito economico ed industriale, ma soprattutto di indagarne gli aspetti funzionali, dal punto di vista tecnico-ingegneristico. La realizzazione di un Deposito Nazionale con annesso Parco Tecnologico, ha una forte valenza in termini di sviluppo economico. A fronte di una spesa prevista di 1,5 miliardi di euro, genererebbe infatti un impatto in termini di produzione sul sistema economico nazionale di circa 3 miliardi di euro, pari quasi al doppio dell’investimento iniziale. I vantaggi non si limitano esclusivamente alla fase realizzativa, ma soprattutto a quella di esercizio operativo e, sul lungo periodo, istituzionale, con significativi effetti sulla generazione di valore, di occupazione e di qualificazione dei settori coinvolti1. Dal punto di vista ingegneristico invece l’obiettivo precipuo che ci si propone di raggiungere attraverso l’adozione di un deposito di smaltimento, è l’isolamento dei radionuclidi contenuti nei rifiuti dalla biosfera, per un tempo sufficientemente lungo affinché essi decadano naturalmente a livelli di radioattività tali da non costituire più un pericolo per la salute dell’uomo e per l’ambiente, con l’adozione di un sistema integrato di successive barriere ingegneristiche e naturali [2][3] (sistema multi-barriera, che descritto in stretta sintesi, consiste in: manufatto cementizio in fusto d’acciaio -waste package- modulo in calcestruzzo armato, cella in calcestruzzo armato, copertura multistrato e barriere geologiche). Per la localizzazione, progettazione e costruzione di un deposito di smaltimento, così come per le fasi di esercizio operativo, chiusura ed esercizio istituzionale (monitoraggio e controllo con tempistiche secolari, attorno ai 300 anni), si fa riferimento alle risultanze del Safety Assessment4, ossia all’ analisi di sicurezza, atte a garantire il rispetto dei requisiti di progetto, degli standard di prestazione e delle norme di legge. In un’ottica di analisi di sicurezza di lungo periodo, lo scopo del lavoro di cui alla presente Tesi di Laurea, è stato quindi principalmente quello di analizzare e studiare, all’interno di scenari evolutivi ben determinati della vita del deposito, i principali processi chimico/fisici che caratterizzano la migrazione dei radionuclidi nelle barriere del deposito, attraverso l’applicazione e l’integrazionedi due diversi approcci modellistici: deterministico e probabilistico. In particolare, l’utilizzo del software AMBER (Quintessa5) ha permesso una modellazione a compartimenti di tipo deterministico dei fenomeni di trasporto dei radionuclidi all’interno delle principali barriere ingegneristiche del deposito (Near-Field) e della geosfera (Far Field), fino al conseguente calcolo della dose al gruppo critico nella biosfera; mentre per i processi di lisciviazione che caratterizzano il rilascio dei radionuclidi all’interno del modulo e del waste package (termine sorgente) si è scelta una modellazione di tipo Monte Carlo Simulation-Based Reliability Model (MCSBRM) Inoltre, ci si è focalizzati sia sulla modellazione dei particolari meccanismi e processi che caratterizzano la degradazione delle barriere ingegneristiche del deposito, sia sullo sviluppo di un modello integrato tra il codice AMBER deterministico e quello probabilistico MCSBRM per l’analisi dei processi di lisciviazione e rilascio dei radionuclidi all’interno del modulo e del waste package. Il seguente lavoro di Tesi è stato così sviluppato:  nel primo capitolo si andrà a contestualizzare il lavoro dal punto di vista storico, dell’impatto economico, tecnico e tecnologico;  nel secondo, invece, si introdurrà il tema del Safety Assessment, con un approccio dal generale al particolare, illustrando tutte le ipotesi alla base del modello numerico;  nel terzo ed ultimo capitolo verrà sviluppato un nuovo modello di Performance Assessment, in grado di integrare il modello deterministico a compartimenti sviluppato in AMBER, con un modello di Probabilistic Safety Assessment tramite codice Monte Carlo. Infine, attraverso un’analisi d’incertezze e di sensitività, si provvederà, sia ad indagare quali tra i parametri idrogeologici rivestono un ruolo predominante nell’azione di contenimento dei radionuclidi, sia per avere una stima più accurata del carico radiologico assorbito, in termini di dose efficace, al gruppo critico di riferimento.