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Agenzia per la Protezione dell’Ambiente e per i Servizi Tecnici

INVENTARIO NAZIONALE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI

Aggiornamento al 31 dicembre 2004

Dipartimento Nucleare, Rischio Tecnologico e Industriale

A. P. A. T. Agenzia per la Protezione dell’Ambiente e per i Servizi Tecnici


Indice

1. Introduzione

2. Definizioni

3. Operatori nazionali

4. Schede impianti

5. Tabelle riassuntive

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A. P. A. T. Agenzia per la Protezione dell’Ambiente e per i Servizi Tecnici


1. Introduzione

La necessità e l’urgenza di gestire nella massima sicurezza gli esiti del nucleare pregresso, in particolare la sistemazione del combustibile irraggiato e dei rifiuti radioattivi, inclusi quelli che saranno prodotti dallo smantellamento degli impianti nucleari, è stata sottolineata dalle Direttive del Ministro dell’Ambiente per la elaborazione del programma di attività dell’APAT, in cui la gestione dei rifiuti radioattivi è considerata un settore prioritario di intervento.

L’APAT, nell’ambito del Dipartimento Nucleare, Rischio Industriale e Tecnologico, con lo scopo di contribuire a garantire una effettiva e corretta gestione degli esiti del nucleare pregresso, ha acquisito, già dal 2000, un inventario aggiornato, in termini di: volumi, masse, stato fisico, attività specifica, contenuto radionuclidico, condizioni di stoccaggio, di tutti i rifiuti radioattivi presenti in Italia, comprendendo anche il combustibile irraggiato, le sorgenti dismesse e il materiale nucleare.

Il Sistema Informativo sull’Inventario Nazionale dei Rifiuti Radioattivi, denominato SIRR, ora in fase avanzata di realizzazione, oltre a permettere una rapida e semplificata interrogazione allo scopo di produrre grafici e tabelle, consente di mantenere una storicizzazione dei rifiuti radioattivi nel tempo nei vari processi di trasformazione subiti garantendo la rintracciabilità dei rifiuti.

2. Definizioni Al fine di avere dei riferimenti chiari e di comune accezione su cosa deve essere incluso

nell’inventario e soprattutto in quale Tipologia e/o Categoria devono essere collocati i diversi materiali nucleari, sembra opportuno inserire in questo documento le definizioni di interesse fornite dalla legislazione e normativa in vigore.

Rifiuti radioattivi (D.Lgvo n° 230, 17 marzo 1995)

Qualsiasi materia radioattiva, ancorché contenuta in apparecchiature o dispositivi in genere, di cui non è previsto il riciclo o la riutilizzazione

Condizionamento (Guida Tecnica n°26 APAT)

Processo effettuato con l’impiego di un agente solidificante all’interno di un contenitore allo scopo di produrre un manufatto (rifiuti radioattivi condizionati + contenitore) nel quale i radionuclidi sono inglobati in una matrice solida al fine di limitarne la mobilità potenziale.

Classificazione dei rifiuti radioattivi (Guida Tecnica n°26 APAT)

I Categoria

Sono classificati in prima categoria i rifiuti radioattivi che richiedono tempi dell’ordine di mesi,

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sino ad un tempo massimo di alcuni anni, per decadere a concentrazioni di radioattività inferiori ai valori di cui ai commi b) e c) del punto 2 dell’art. 6 del D.M. 14 luglio 1970, e quelli contenenti radionuclidi a lungo periodo di dimezzamento purché in concentrazioni inferiori a tali valori.

II Categoria

Sono classificati in seconda categoria i rifiuti che richiedono tempi variabili da qualche decina fino ad alcune centinaia di anni per raggiungere concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g (una decina di nCi/g) nonché quei rifiuti contenenti radionuclidi a vita molto lunga purché in concentrazioni di tale ordine. Questi rifiuti sono in particolare caratterizzati da una concentrazione di radioattività tale che, a seguito di eventuali processi di trattamento e condizionamento cui potranno essere sottoposti i rifiuti, non si abbia il superamento, all’atto dello smaltimento, dei valori indicati in tabella 1.

III Categoria

Sono classificati in terza categoria tutti i rifiuti che non appartengono alle categorie precedenti.

A questa categoria appartengono in particolare i rifiuti radioattivi che richiedono tempi dell’ordine di migliaia di anni ed oltre per raggiungere concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g (una decina di nCi/g).

TABELLA 1 – LIMITI DI CONCENTRAZIONE PER RIFIUTI RA DIOATTIVI DELLA SECONDA CATEGORIA CONDIZIONATI AI FINI DELLO SMALTI MENTO ________________________________________________________________________________ RADIONUCLIDI CONCENTRAZIONE α emettitori t ½ > 5 anni * 370 Bq/g (10 nCi/g) β / γ emettitori t ½ > 100 anni * 370 Bq/g (10 nCi/g) β / γ emettitori t ½ > 100 anni in metalli attivatati 3.7 K Bq/g (100 nCi/g) β / γ emettitori 5 < t ½ ≤ 100 37 K Bq/g (1 µCi/g) 137Cs e 90Sr 3.7 M Bq/g (100 µCi/g) 60Co 37 M Bq/g (1 mCi/g) 3H 1.85 M Bq/g (50 µCi/g) 241Pu 13 K Bq/g (350 nCi/g) 242Cm 74 K Bq/g (2 µCi/g) Radionuclidi t ½ ≤ 5 anni 37 M Bq/g (1 mCi/g) * i valori sono da intendersi come valori medi riferiti alla totalità dei rifiuti contenuti nel deposito di smaltimento,

tenendo presente che il valore limite per ciascun manufatto non può superare 3.7 KBq/g (100 nCi/g)

Combustibile Irraggiato (Glossario IAEA)

Combustibile nucleare rimosso da un reattore dopo l'irraggiamento, non più usabile nel suo stato attuale a causa dell'impoverimento del materiale fissile, dell'accumulo di veleni, o per danni da radiazioni

Anche se secondo la normativa attuale i combustibili irraggiati non costituiscono rifiuti, Vengono inseriti nell’inventario perché o daranno luogo a rifiuti o, comunque, dovranno essere gestiti in analogia ai rifiuti di III Categoria.

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Sorgenti sigillate dismesse (Glossario IAEA)

Sorgente sigillata che non è più usata per il suo scopo perché non è più adatta (spent source) o non perché non c’è più l’intenzione di usarla (disused source).

In entrambi i casi la sorgente rappresenta ancora un pericolo radiologico.

Materie nucleari

Tutti i materiali che rientrano nelle tipologie definite dall’Art.197 del Trattato Euratom e cioè le materie fissili speciali, le materia grezze, i minerali nonché i combustibili nucleari.

(Nell’Inventario APAT si distingue il combustibile irraggiato dal resto delle materie nucleari)

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3. Operatori nazionali

I principali operatori nazionali nel campo della gestione dei rifiuti radioattivi sono:

SOGIN

Nasce a seguito del D.Lgvo 79 del 16 Marzo 1999 che ha disposto la trasformazione dell'ENEL in una Holding formata da diverse società indipendenti. La SOGIN, le cui azioni sono state totalmente assegnate al Ministero del Tesoro, ha ereditato tutte le attività nucleari dell'ENEL con l’incarico della gestione delle attività di "post-operation" delle quattro centrali nucleari italiane da tempo spente (Garigliano, Latina, Trino e Caorso), la gestione della disattivazione delle centrali stesse, la chiusura del ciclo del combustibile e il rilascio senza vincoli di natura radiologica dei siti sede delle centrali dismesse.

Dall’Agosto 2003, in accordo alle direttive del Decreto Ministeriale del 7 maggio 2001 del Ministero dell’Industria (ora Ministero delle Attività Produttive), SOGIN ha preso in carico anche gli impianti del ciclo del combustibile ENEA e FN.

FIAT Avio

Nella piscina del reattore di ricerca Avogadro, di proprietà della FIAT, nel 1981 è stato autorizzato il deposito temporaneo di combustibile irraggiato di proprietà ENEL. A fine 2000 è stato presentato un programma che prevede lo svuotamento della piscina dal combustibile nell’arco di un quinquennio.

ENEA

L'ENEA ha sviluppato progetti con reattori sperimentali di ricerca, alcuni dei quali ancora in uso, ed inoltre, fino ad Agosto 2003 aveva in gestione vari impianti in cui sono state condotte numerose attività di ricerca nel campo del ciclo del combustibile nucleare.

NUCLECO

Costituita nel 1980, la NUCLECO (NUCLeare ECOlogia) aveva come azionisti la Società AMBIENTE SpA (Gruppo ENI) al 60% e l’ENEA al 40%. Da settembre 2004 la quota di proprietà in possesso della Società AMBIENTE è stata rilevata da SOGIN. NUCLECO gestisce il ritiro, trattamento e custodia dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività prodotti presso il centro ENEA della Casaccia ed anche, dal 1985, gestisce a livello nazionale il ritiro di rifiuti radioattivi, nonché di sorgenti dismesse, da settori industriali, dalla ricerca scientifica e sanitaria, da ospedali.

CENTRO COMUNE DI RICERCA (ISPRA)

Partito come centro di ricerca esclusivamente nucleare, con il passare del tempo ha esteso le attività in settori diversificati, quali le energie rinnovabili, l’ambiente, le tecnologie di punta, tanto che, oggi, le attività nucleari sono praticamente cessate, con l’unica eccezione del settore “salvaguardie” (metodologie di controllo delle materie fissili e fertili, in applicazione al Trattato di Non Proliferazione Nucleare), per il quale da sempre Ispra occupa una posizione di leader in ambito internazionale. Gli impianti nucleari non più utilizzati (reattore Ispra 1, reattore ESSOR e impianti ad esso collegati, laboratori radiochimica, celle calde LMA, strutture di raccolta, deposito e trattamento dei rifiuti radioattivi e del materiale nucleare dimesso) sono oggi l’oggetto di un imponente programma di “decommissioning”, approvato dalla Commissione Europea.

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FN (ex Fabbricazioni Nucleari)

E’ l’unico impianto industriale italiano che ha operato commercialmente nel settore del ciclo del combustibile essendo tutti gli altri di tipo sperimentale o pilota. La produzione è cessata nel 1995. Nel novembre del 2002 è stata presentata la revisione finale del piano per la disattivazione dell’impianto.

Nell’Agosto 2003 la gestione è passata alla SOGIN.

Altri Operatori

In Italia sono presenti anche altri operatori, principalmente società private che provvedono alla raccolta e allo stoccaggio provvisorio di rifiuti radioattivi a bassa attività provenienti da attività di ricerca, industriali, medico-ospedaliere e da organismi universitari che gestiscono piccoli reattori di ricerca.

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4. Schede impianti Per avere una esatta visione della situazione in Italia si fa riferimento agli impianti nel territorio italiano che al momento detengono rifiuti radioattivi, combustibile irraggiato, sorgenti dismesse e materie nucleari. Di seguito viene prima presentata una tabella riepilogativa degli impianti con l’indicazione del rispettivo esercente, seguono delle schede di dettaglio per singolo impianto con la situazione relativa a:

• rifiuti radioattivi giacenti, distinti tra quelli condizionati e quelli non condizionati;

• sorgenti sigillate dismesse;

• combustibile irraggiato;

• materie nucleari;

• stime dei materiali prodotti dalle attività di smantellamento.

Esercente Impianto

Centrale di Caorso Centrale del Garigliano Centrale di Latina Centrale "Enrico Fermi" Impianto EUREX Impianto Plutonio Impianto ITREC Impianto OPEC

SOGIN SpA

Impianto FN NUCLECO1 Reattore di ricerca Tapiro ENEA Reattore di ricerca TRIGA RC1

EURATOM CCR EURATOM di ISPRA FIAT AVIO Deposito Avogadro

Altri Operatori Campoverde srl Deposito Campoverde Campoverde srl, in seguito a fallimento Controlsonic Deposito Controlsonic CANRC Deposito CANRC CEMERAD Deposito Cemerad CESI CESI CESNEF Reattore L54M CESNEF CISAM Reattore RTS-1 "Galileo Galilei" PROTEX Depositi Protex SICURAD Deposito SICURAD SORIN Biomedica SpA Deposito SORIN Università di Pavia Reattore LENA Università di Palermo Reattore AGN 1 La NUCLECO è identificata come gestore del “Complesso per il trattamento, condizionamento, deposito e smaltimento di rifiuti radioattivi” presso il CRE Casaccia a Roma. L’ENEA, titolare delle licenze, è, invece, l’esercente.

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Mappa dei siti nucleari

Centrale elettronucleare Centro di ricerca

Reattore di ricerca Deposito

Sorin Avogadro EUREX TRINO

CCR ISPRA

F.N. Controlsonic

CESNEF, LENA CESI, Campoverde CAORSO

CISAM

Protex

CR Casaccia TRIGA, TAPIRO NUCLECO, IPU, OPEC

Centrale Latina

Centrale Garigliano

CANRC

Cemerad

ITREC

AGN Costanza SICURAD

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4.1. Impianto Centrale di Caorso - Caorso (PC)

Esercente SOGIN SpA

La centrale elettronucleare di Caorso è stata la centrale nucleare italiana con maggior potenza installata, essendo dotata di un reattore del tipo BWR in grado di erogare una potenza termica di 2651 MW e una potenza elettrica netta di 860 MW. E’ entrata in esercizio commerciale il 1/12/1981, con produzione elettrica complessiva, fino all’arresto definitivo, di 29 miliardi di kilowattora. La centrale fu fermata il 25/10/1986, in attesa di una decisione del Governo, che, con delibera CIPE del 26/7/1990, dispose la sua chiusura definitiva. Da allora fino ad oggi (Dicembre 2004), a parte le operazioni di manutenzione ordinaria, le attività più significative sono state la caratterizzazione radiologica preliminare e, nel 1998, il trasferimento nelle piscine di stoccaggio provvisorio del combustibile nucleare ancora presente all’interno del reattore. A seguito degli indirizzi emessi dal Ministero dell’Industria alla fine del 1999 e confermati con i decreti del 7/5/2001 e del 2/12/2004, la strategia di smantellamento differito (o di “custodia protettiva passiva”) precedentemente adottata, e oggetto dell’Istanza di disattivazione presentata nel 1997, è stata abbandonata in favore della disattivazione “accelerata”. Nell’agosto 2000 è stato emanato un decreto autorizzativo relativo ad alcune specifiche attività di disattivazione, da eseguire a stralcio. L’Istanza di autorizzazione alla disattivazione accelerata è stata presentata nel luglio 2001 e successivamente integrata con l’Addendum del dicembre 2003. Contemporaneamente è stata avviata la procedura VIA. In seguito alla O.P.C.M. n.3267 del 7 marzo 2003, il Commissario Delegato per la sicurezza dei materiali nucleari ha disposto, con l’Ordinanza n.3/2003 del 3 aprile 2003, alcune attività volte alla progressiva riduzione del livello di rischio delle centrali e degli impianti nucleari. Tra queste attività è compreso il trattamento e condizionamento dei rifiuti pregressi; il relativo Piano Operativo è stato approvato dall’APAT nel luglio 2004. E’ in via di definizione il contratto con la Società individuata per il trattamento. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

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Tabella 4.1.1 - Caorso - Rifiuti radioattivi e sorgenti dismesse I cat . II cat. III cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq m3 GBq GBq

Condizionato 424,7 66 Non condizionato 1.861 2.317 Totale 2.285,7 2.383 0,0168 Tabella 4.1.2 - Caorso - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (tHM) Attività (TBq) Caorso BWR – UO2 1032 + 6 fuel pins 190,44 1.420.000

Stima dei materiali derivanti dallo smantellamento

Dalla caratterizzazione radiologica preliminare (par. II.4.2 del Doc. CA G 0001 “Impianto di Caorso. Stato dell’impianto” del Lug. 2001) risulta la seguente radioattività residua nei sistemi, componenti e strutture della Centrale di Caorso:

• Attivazione: 3,36E+06 GBq (anno 2001)

• Contaminazione: 1,06E+04 GBq (vessel e sistemi, anno 2000)

Nel corso delle passate attività di manutenzione e modifica, parti di impianto sono già state smantellate e sono immagazzinate in Centrale come “materiali radioattivi”, per una massa complessiva di circa 3.400 kg ed una attività di 1,59E+06 GBq (al 31.12.2002). Questi materiali saranno trattati assieme con i materiali analoghi derivanti dallo smantellamento dell’impianto.

La stima dei rifiuti condizionati derivanti dallo smantellamento dell’impianto ammonta a 4.120 m3 di rifiuti di II Categoria e 149 m3 di rifiuti di III Categoria (par. III.10.6.4 del Doc. CA G 0001 “Impianto di Caorso. Piano delle Operazioni” del Lug. 2001). Questi dati si riferiscono a:

1. rifiuti pregressi presenti in Centrale e ritenuti idonei al conferimento al Deposito nazionale;

2. rifiuti pregressi non condizionati presenti in Centrale, che saranno condizionati nei prossimi anni;

3. rifiuti, inclusi i rifiuti secondari, che saranno prodotti e condizionati durante lo smantellamento dell’impianto;

E’ previsto il conferimento di tutti i rifiuti radioattivi al futuro Deposito nazionale.

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4.2. Impianto Centrale del Garigliano - Sessa Aurunca (CE)

Esercente SOGIN SpA

La centrale elettronucleare del Garigliano era dotata di un reattore nucleare ad acqua bollente del tipo BWR in grado di erogare una potenza termica di 506 MW e una potenza elettrica netta di 150 MW . E’ entrata in esercizio commerciale nel giugno 1964, con produzione elettrica complessiva, fino all’arresto definitivo, di circa 12 miliardi di kilowattora. La centrale fu fermata nell’agosto 1978, per l’esecuzione di rilevanti interventi di adeguamento, che però, a seguito di valutazioni economiche, fu deciso di non effettuare. Con delibera CIPE del 4/3/1982 fu pertanto disposta la sua chiusura definitiva e furono quindi avviate le operazioni per porre l’impianto in “custodia protettiva passiva” (CPP). Da allora fino ad oggi (dicembre 2004), le attività più significative sono state l’allontanamento di tutto il combustibile irraggiato, in parte stoccato oggi nel deposito “Avogadro” di Saluggia, la caratterizzazione radiologica preliminare, la decontaminazione e copertura della piscina e del canale del combustibile, la decontaminazione e chiusura del vessel, il drenaggio e isolamento del circuito primario e dei circuiti idraulici, il trattamento e condizionamento di parte dei rifiuti prodotti. A seguito degli indirizzi emessi dal Ministero dell’Industria alla fine del 1999 e confermati con i decreti del 7/5/2001 e del 2/12/2004, la strategia di smantellamento differito (o di “custodia protettiva passiva”) precedentemente adottata, in linea con il decreto del Ministero dell’Industria del 1985, ed oggetto dell’Istanza di disattivazione presentata nel 1997, è stata abbandonata in favore della disattivazione “accelerata”. L’Istanza di autorizzazione alla disattivazione accelerata è stata presentata nel luglio 2001 e successivamente integrata con l’Addendum del giugno 2003. Contemporaneamente è stata avviata la procedura VIA. In seguito alla O.P.C.M. n.3267 del 7 marzo 2003, il Commissario Delegato per la sicurezza dei materiali nucleari ha disposto, con l’Ordinanza n.3/2003 del 3 Aprile 2003, alcune attività volte alla progressiva riduzione del livello di rischio delle centrali e degli impianti nucleari. Tra queste attività sono comprese la bonifica delle trincee e la realizzazione di nuovi depositi per i rifiuti radioattivi. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

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Tabella 4.2.1 - Garigliano - Rifiuti radioattivi e sorgenti dismesse I cat . II cat. III cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq m3 GBq GBq

Condizionato 1.484,9 454.822 Non condizionato 1.100,8 34 Totale 2.585,7 454.856 Stima dei materiali derivanti dallo smantellamento

Dalla caratterizzazione radiologica preliminare (par. II.4.2.4 del Doc. GR G 0001 “Impianto del Garigliano. Stato dell’impianto” del Lug. 2001) risulta la seguente radioattività residua nei sistemi, componenti e strutture della Centrale del Garigliano:

• Attivazione: 683 TBq (al 31.12.2000)

• Contaminazione: 3,35 TBq (al 31.12.2000)

Nel corso delle passate attività di manutenzione e modifica, parti di impianto sono già state smantellate e sono immagazzinate in Centrale come “materiali radioattivi”, per una massa complessiva di circa 143.000 kg ed una attività di 54,05 GBq (al 31.12.2004). Questi materiali saranno trattati assieme con i materiali analoghi derivanti dallo smantellamento dell’impianto.

La stima dei rifiuti condizionati che saranno conferiti al futuro Deposito nazionale ammonta a 4.590,8 m3 di rifiuti di II Categoria e 16,2 m3 di rifiuti di III Categoria (Tabella III.9-5 e Figura III.9-3 del Doc. GR G 0001 “Impianto del Garigliano. Piano delle Operazioni” del Lug. 2001). Questi dati si riferiscono a:





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4.3. Impianto Centrale di Latina - Borgo Sabotino (LT)

Esercente SOGIN SpA

La centrale elettronucleare di Latina è dotata di un reattore a gas-grafite del tipo MAGNOX in grado di erogare una potenza termica di 705 MW e una potenza elettrica netta di 210 MW, ridotti a 650 MW termici e 160 MW elettrici netti dal 1 luglio 1971. E’ entrata in esercizio commerciale il 1/1/1964, con produzione elettrica complessiva, fino all’arresto definitivo, di circa 26 miliardi di kilowattora. La centrale fu fermata il 26/11/1986, in attesa di una decisione del Governo, che, con delibera CIPE del 23/12/1987, dispose la sua chiusura definitiva. Da allora fino ad oggi (dicembre 2004), le attività più significative sono state la caratterizzazione radiologica preliminare, lo scarico del combustibile, lo smantellamento delle macchine di carico e scarico del combustibile, la spedizione a Sellafield (Regno Unito) di tutto il combustibile ancora stoccato in piscina e le susseguenti operazioni di decontaminazione della piscina stessa, lo smantellamento dei sistemi ausiliari del primario, la rimozione di materiali coibenti e di parti del circuito primario (condotte di ingresso e by-pass), lo smantellamento della sala soffianti ovest e la supercompattazione di ca. 1500 fusti da 220 l contenenti rifiuti tecnologici a bassa attività. A seguito degli indirizzi emessi dal Ministero dell’Industria alla fine del 1999 e confermati con i decreti del 7/5/2001 e del 2/12/2004, la strategia di smantellamento differito (o di “custodia protettiva passiva”) precedentemente adottata, in linea con il decreto del Ministero dell’Industria del 1991 ed oggetto dell’Istanza di disattivazione presentata nel 1997, è stata abbandonata in favore della disattivazione “accelerata”. L’Istanza di autorizzazione alla disattivazione accelerata è stata presentata nel febbraio 2002 e successivamente integrata con l’Addendum del novembre 2003. Contemporaneamente è stata avviata la procedura VIA. In seguito alla O.P.C.M. n.3267 del 7 marzo 2003, il Commissario Delegato per la sicurezza dei materiali nucleari ha disposto, con l’Ordinanza n.3/2003 del 3 Aprile 2003, alcune attività volte alla progressiva riduzione del livello di rischio delle centrali e degli impianti nucleari. Tra queste attività sono comprese il recupero ed il condizionamento dei fanghi e dei residui Magnox radioattivi; Il Progetto relativo al recupero e condizionamento dei fanghi radioattivi è stato approvato dall’APAT nel luglio 2003; il Progetto relativo al recupero e condizionamento dei residui MAGNOX è oggetto di istruttoria in corso presso l’APAT. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

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Tabella 4.3.1 – Latina - Rifiuti radioattivi e sorgenti dismesse

I cat . II cat. III cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq m3 GBq GBq

Condizionato 309,5 16.015 Non condizionato 842,6 3.765 12,1 8.408 Totale 1.152,1 19.780 12,1 8.408 Stima dei materiali derivanti dallo smantellamento

La radioattività associata ai materiali derivanti dallo smantellamento (par. II.4.1.3 del Doc. LT G 0001 “Impianto di Latina. Stato dell’impianto” del Feb. 2002) risulta così suddivisa:

• Materiali attivati: 4,37E+06 GBq (al 31.12.2000)

• Materiali contaminati e strutture: 1,63E+02 GBq (al 31.12.2000)

Nel corso delle passate attività di manutenzione e modifica, parti di impianto sono già state smantellate e sono immagazzinate in Centrale come “materiali radioattivi”, per una massa complessiva di circa 15.000 kg ed una attività di 35.200 GBq (al 31.12.2003). Questi materiali saranno trattati assieme con i materiali analoghi derivanti dallo smantellamento dell’impianto.

La stima dei rifiuti condizionati che saranno conferiti al futuro Deposito nazionale ammonta a 13.525 m3 di rifiuti di II Categoria e 4.099 m3 di rifiuti di III Categoria (Tabella III.9-9 del Doc. LT G 0001 “Impianto di Latina. Piano delle Operazioni” del Feb. 2002). Questi dati si riferiscono a:





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4.4. Impianto Centrale "Enrico Fermi" - Trino (VC)

Esercente SOGIN SpA

La centrale elettronucleare di Trino era dotata di un reattore nucleare ad acqua pressurizzata Westinghouse del tipo PWR in grado di erogare una potenza termica di 870 MW e una potenza elettrica netta di 272 MW. E’ entrata in esercizio commerciale il 1/1/1965, con produzione elettrica complessiva, fino all’arresto definitivo, di circa 25 miliardi di kilowattora. La centrale fu fermata il 21/3/1987, in attesa di una decisione del Governo, che, con delibera CIPE del 26/7/1990, dispose la sua chiusura definitiva. Da allora, a parte le operazioni di manutenzione ordinaria, le attività più significative sono state la caratterizzazione radiologica preliminare, la messa fuori servizio di alcuni sistemi convenzionali (torri RHR, D/G 3kV ed altri componenti del ciclo termico), la spedizione a Sellafield (Regno Unito) di 105 elementi di combustibile irraggiati (ulteriori 47 elementi, di cui 8 di tipo MOX, sono rimasti nella piscina del reattore), la decontaminazione dei generatori di vapore, modifiche di impianto (in seguito all’affrancamento idrico dal fiume Po), la bonifica da amianto delle zone convenzionali dell’impianto e la sistemazione di parte dei rifiuti radioattivi prodotti. A seguito degli indirizzi emessi dal Ministero dell’Industria alla fine del 1999 e confermati con i decreti del 7/5/2001 e del 2/12/2004, la strategia di smantellamento differito (o di “custodia protettiva passiva”) precedentemente adottata e oggetto dell’Istanza di disattivazione presentata nel 1995, è stata abbandonata a favore della disattivazione “accelerata”. L’Istanza di autorizzazione alla disattivazione accelerata è stata presentata nel dicembre 2001 e successivamente integrata con l’Addendum del settembre 2003. Contemporaneamente è stata avviata la procedura VIA. In seguito alla O.P.C.M. n.3267 del 7 marzo 2003, il Commissario Delegato per la sicurezza dei materiali nucleari ha disposto, con l’Ordinanza n.3/2003 del 3 Aprile 2003, alcune attività volte alla progressiva riduzione del livello di rischio delle centrali e degli impianti nucleari. Tra queste attività sono comprese la bonifica da amianto della Zona Controllata (in corso) e la decontaminazione dei generatori di vapore (completata). Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

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Tabella 4.1 – Trino - Rifiuti radioattivi e sorgenti dismesse


Condizionato 684,2 275 Non condizionato 193 65.202 24,6 8.880 Totale 877,2 65.477 24,6 8.880 Tabella 4.2 – Trino - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (tHM) Attività (TBq) Trino PWR – UO2 39 12,05 53.700 Trino PWR – MOX 8 2,46 40.100

Stima dei materiali derivanti dallo smantellamento

Dalla caratterizzazione radiologica preliminare (par. II.4.2 del Doc. TR G 0001 “Impianto di Trino. Stato dell’impianto” del Dic. 2001) risulta la seguente radioattività residua nei sistemi, componenti e strutture della Centrale di Trino:

• Attivazione: 2,56E+06 GBq (anno 1997)

• Contaminazione: 7,84E+02 GBq (anno 2000)

Nel corso delle passate attività di manutenzione e modifica, parti di impianto sono già state smantellate e sono immagazzinate in Centrale come “materiali radioattivi”, per una massa complessiva di circa 230.000 kg. Questi materiali saranno trattati assieme con i materiali analoghi derivanti dallo smantellamento dell’impianto.

La stima dei rifiuti condizionati derivanti dallo smantellamento dell’impianto ammonta a 3.680 m3 di rifiuti di II Categoria e 120 m3 di rifiuti di III Categoria (par. III.10.6.4 del Doc. TR G 0001 “Impianto di Trino. Piano delle Operazioni” del Dic. 2001).

Questi dati si riferiscono a:





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4.5. Impianto Impianto EUREX - Saluggia (VC)

Esercente SOGIN

L’impianto EUREX (Enriched URaniun EXtraction ha operato tra il 1970 ed il 1983 nel ritrattamento di combustibili irraggiati provenienti da reattori di ricerca nazionali e della Comunità Europea (506 elementi di tipo MTR, Material Testing Reactors, contenenti 71 kg di 235U) e da reattori di potenza canadesi (72 elementi contenenti 1416 kg di U provenienti dal reattore CANDU PHWR di Pickering). Definitivamente arrestate le attività di ritrattamento, sono state successivamente avviate attività mirate al condizionamento dei rifiuti radioattivi prodotti, all’allontanamento del combustibile irraggiato ed alla sistemazione dei materiali nucleari detenuti. In particolare: • tra il 1983 ed il 1991 è stata progettata, costruita ed esercita l’Unità Manuale di Conversione

Plutonio (UMCP), nella quale è stata effettuata la solidificazione (mediante Gel Supported Precipitation) del materiale fissile recuperato durante la campagna di ritrattamento CANDU;

• tra il 1988 ed il 1990 sono stati recuperati, da contenitori di stoccaggio a secco in piscina, ed inviati all’impianto di ritrattamento di Sellafield (UK), 504 elementi di combustibile irraggiato (5.728 kg) di tipo Magnox, provenienti dalla centrale di Latina;

• nel 1993 è stata effettuata una campagna di riduzione di volume (≈1:5), mediante supercompattazione, e condizionamento idoneo per lo smaltimento finale superficiale, tramite cementazione, di 3000 fusti petroliferi contenenti 1790 m3 di rifiuti solidi comprimibili a bassa attività;

• a cavallo tra il 1996 ed il 1997, sono stati trasferiti 150 elementi irraggiati tipo MTR dalla piscina di stoccaggio dell’impianto EUREX a contenitori di trasporto per l’invio al Savannah River Site (USA);

• a partire dal 1992 sono state condotte attività di mappatura radiologica e cicli di lavaggio di alcune celle di processo dell’impianto EUREX, abbassando di un ordine di grandezza il rateo di esposizione a contatto delle apparecchiature e – presumibilmente – dell’inventario radiologico interno;

• tra il 1997 ed il 2002 sono state svuotate le celle di processo 014 e 011.

Le attività prossime prevedono il condizionamento dei rifiuti liquidi presenti (113,3 m3 ad alta attività e 130,2 ad attività minore), la caratterizzazione ed il condizionamento dei rifiuti solidi in stoccaggio (1471 m3 di cui 206 condizionati) e la sistemazione dei combustibili irraggiati e delle materie nucleari, mediante alienazione o ritrattamento presso operatori esteri qualificati o stoccaggio sul sito in idonei contenitori. Da Agosto 2003 la gestione dell’impianto è stata rilevata dalla SOGIN. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

Maggio 2005 17

Tabella 4.5.1 – Eurex - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse

I cat. II cat. III cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq m3 GBq GBq

Condizionato – – 179,8 3,8E+01 25,6 5,9E+03

Non cond. (solidi) 572,0 5,1E-02 525,6 8,8E+02 167,5 2,9E+04

Non cond. (liquidi) – – 144,8 5,26E+04 113,3 5,69E+06

Totale 572,0 5,1E-02 850,2 5,4E+04 306,4 5,7E+06 6,5E+00 Nota 1: il contenuto radioattivo di alcune tipologie di rifiuti solidi di IIIa Categoria è stato recentemente stimato mediante calcoli di schermaggio a partire dai dati disponibili di rateo di dose a contatto dei contenitori. Nota 2: la stima relativa ai rifiuti liquidi è aggiornata a Maggio 1998; è in corso di redazione un aggiornamento alla data attuale, per tener conto dei limitati trasferimenti successivamente intervenuti a tale data e del decadimento radioattivo. Nota 3: la categorizzazione ai sensi della GT 26 per i rifiuti liquidi si riferisce al manufatto condizionato risultante previsto. Tabella 4.5.2 – Eurex - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (tHM) Attività (TBq) Trino PWR – UO2 cruc 52 2,02 17.300

Garigliano BWR – UO2 barrette 48 semibarrette 0,07 128 MTR “Petten” 10 lamine 6,9E-05 N.D. MTR “Rana” 1 1,9E-04 (fresco)

Per quanto riguarda il volume dei rifiuti radioattivi provenienti dallo smantellamento, attualmente è stimato un quantitativo finale di 2000 m3 costituiti da manufatti condizionati appartenenti alla IIa Categoria, risultanti dallo smantellamento delle infrastrutture sia esistenti sia previste.

Maggio 2005 18

4.6. Impianto Impianto ITREC - Rotondella (MT)

Esercente SOGIN

L’impianto ITREC (Impianto per il Trattamento e la Rifabbricazione di Elementi di Combustibile), è stato realizzato nell’ambito di una collaborazione stipulata nel 1959 tra l’allora CNRN e l’USAEC per verificare la convenienza tecnico-economica del ciclo torio-uranio rispetto a quello uranio-plutonio con l’obiettivo di verificare la fattibilità della conversione del Th232 in U233 e il fattore autofertilizzazione del fissile prodotto in reattore. L’impianto è stato completato nel 1970 e nel periodo 1970-1975 sono state condotte le prove funzionali e non nucleari. Ottenuta l’autorizzazione per l’esercizio in prova nucleare da parte dell’autorità di controllo DISP, l’ITREC è stato avviato a caldo il 16/7/75. Durante le prove nucleari, eseguite negli anni 1975-1978, sono stati riprocessati 20 elementi degli 84 elementi di combustibile provenienti dal reattore americano Elk River, per complessivi 600 Kg di ossidi di uranio e torio irraggiati. A conclusione delle prove nucleari la DISP ha richiesto la realizzazione di modifiche su alcuni sistemi e componenti d’impianto, che sono state portate a termine nel 1986. Le mutate strategie del paese dopo l’evento Chernobyl (1986) e l’esito del referendum (1987) hanno portato alla decisione di annullare il programma di sperimentazione sull’impianto e di dare luogo alla disattivazione dell’impianto stesso. Negli anni 90 sono state eseguite:

• due campagne di supercompattazione dei rifiuti solidi a bassa attività con la produzione di 841 over-pack di 2a Categoria;

• due campagne di cementazione dei rifiuti liquidi radioattivi a bassa attività con la produzione di 433 fusti condizionati di 2a Categoria;

• una campagna di cementazione dei rifiuti liquidi ad alta attività con la produzione di 30 fusti di lavaggio a bassa attività di seconda categoria e 307 fusti condizionati, attualmente classificati di terza categoria.

Da Agosto 2003 la gestione dell’impianto è stata rilevata dalla SOGIN Alla fine degli anni ‘90 sono stati eseguiti diversi studi di fattibilità di solidificazione del prodotto finito. L’analisi ha portato a concludere che il processo di Cementazione è il più adatto per la solidificazione del Prodotto Finito. Entro il primo semestre 2005 sarà affidato l’incarico per la progettazione dell’impianto di solidificazione. Alla fine degli anni ’90 è stato avviato ed è in corso il progetto del contenitore o dei contenitori per lo stoccaggio a secco dei 64 elementi di combustibile irraggiato Elk River ancora stoccati nella piscina dell’impianto ITREC. Per il condizionamento dell’organico utilizzato nelle prove nucleari è stato eseguito uno studio di fattibilità di conversione mediante ossidazione. Per il condizionamento dei rifiuti solidi è programmata la progettazione di una Waste Management Facility.

Maggio 2005 19

Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004. Tabella 4.6.1 – Itrec - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato 545 15.372 148,9 561.000

Non condizionato 2223,1 47,4 617,6 5.236 10,68 11.324

Totale 2223,1 47,4 1162,6 20.608 159,58 572.324 41,9 Tabella 4.6.2 – Itrec - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa U (tHM) Massa Th (tHM)

Attività (TBq)

Elk-River UO2-ThO2

64 0,071924 1,607115

4583

Soluzione Prodotto Finito

W120-D30-Campioni

0,020490235 0,4955522 244

Tabella 4.6.3 – Itrec - Stima dei Rifiuti derivanti dallo smantellamento

Tipologia materiale Volume (m3) Massa (t) Attività (GBq) Acciaio Inox 567 351

Acciaio al Carbonio 455 257 Vetro 14,2 53,5

Piombo 15 157 Calcestruzzo 184 358

Materiale Elettrico 25 92 Materiale Ceramico 1 2 Rifiuti Tecnologici 160 79

Totali 1.421 1.350

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4.7. Impianto Impianto OPEC 1 - Casaccia (Roma)

Esercente SOGIN

Il Laboratorio OPErazioni Calde (OPEC), entrato in esercizio nel 1962, è stato il primo laboratorio italiano in grado di eseguire analisi di post-irraggiamento su elementi di combustibile irraggiati a uranio metallico e/o a ossido di uranio con attività fino a 2000 Curies (74 TBq). Tale laboratorio è stato utilizzato in modo sistematico per esami su combustibili irraggiati a supporto dei programmi nazionali all’epoca in corso. Le attività di disattivazione di OPEC-1, iniziate nel 1990, hanno portato all’incapsulamento del combustibile irraggiato giacente, allo smantellamento completo delle attrezzature, alla decontaminazione delle tre celle.

Tra le attività a breve termine previste per l’impianto Opec 1 sono comprese: • adeguamento celle calde Opec-2 a deposito di stoccaggio per i rifiuti radioattivi; • smantellamento serbatoi.

Sono in corso le valutazioni tecniche finalizzate al trasferimento del combustibile Elk River (15 barrette U/TH, attività 1,01 TBq) all’impianto ITREC

Da Agosto 2003 la gestione dell’impianto è stata rilevata dalla SOGIN. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004. Tabelle 4.7.1 – Opec - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse

I cat . II cat. III cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq M3 GBq GBq

Condizionato Non condizionato 3 5.570

Totale 3 5.570 1.700 Tabella 4.7.2 – Opec - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (tHM) Attività (TBq) Vari Barrette, spezzoni di barrette, etc.. 0,116 55,2

Maggio 2005 21

4.8. Impianto Impianto Plutonio - Casaccia (Roma)

Esercente SOGIN

L’Impianto Plutonio del C.R. Casaccia fu realizzato alla fine degli anni sessanta per sviluppare diverse tecniche di lavorazione del Pu, in particolare:

• le tecnologia di preparazione del combustibile nucleare ad ossidi misti, carburi, carbonitruri, etc., sia col metodo delle polveri che per via idrometallurgica;

• la messa a punto dei metodi di analisi per il controllo dei materiali iniziali, intermedi e dei prodotti finiti.

Dal 1968 al 1974 fu svolta una campagna di prove, per la messa a punto dei sistemi di sicurezza e dei processi di fabbricazione e controllo, che si è conclusa nel 1975 con la concessione della licenza di esercizio. Dopo il rilascio della licenza, nel periodo 1977-1979 fu condotta una campagna di fabbricazione di combustibili al plutonio per il reattore canadese di Chalk River. Successivamente, l’impianto ha svolto operazioni di gestione dei rifiuti radioattivi prodotti nei pregressi periodi di prova e di esercizio, tra queste si menziona la campagna TESEO (Trattamento Effluenti di Scarico con Estraenti Organici), grazie alla quale sono stati “declassificati” (privandoli del contenuto in plutonio) i rifiuti liquidi ad alto contenuto in plutonio. Nel 1997, è stato realizzato un nuovo magazzino antisismico in cui sono custoditi i materiali plutoniferi ancora detenuti. Infine, nell’impianto è stata recentemente realizzata un’infrastruttura per lo smantellamento delle scatole a guanti obsolete denominata ASSO.

Tra le attività a breve termine previste per l’impianto Plutonio sono comprese: • solidificazione rifiuti liquidi contaminati da Pu (circa 300 l di soluzione concentrata

contenente circa 100 grammi di Plutonio e circa 600 l di soluzioni organiche contenente circa 12 grammi di Plutonio),;

• smantellamento scatole a guanti. Da Agosto 2003 la gestione dell’impianto è stata rilevata dalla SOGIN. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

Maggio 2005 22

Tabella 4.8.1 – Impianto Plutonio - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse

I cat. II cat. III cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq m3 GBq GBq

Condizionato - - - - - - Non condizionato - - - - 83 50024,7* Totale - - - - 83 50024,7

-

* sono compresi i residui solidi recuperabili (vol c.a 2 m2 ; attività tot. GBq 22023,4), i rifiuti liquidi organici (c.a. 600 litri; attività tot. GBq 387,3) e le soluzioni altamente contaminate da Pu (c.a. 300 litri; attività tot. GBq 3078,7).

Tabella 4.8.2 – Impianto Plutonio -Stima dei Rifiuti derivanti dalla smantellamento

Tipologia materiale Volume (m3) Massa (t) Attività (GBq) Metalli, plastica, waste-room, 150 - 1000

Stima per le sole scatole a guanti.

Maggio 2005 23

4.9. Impianto Impianto FN - Bosco Marengo (AL)

Esercente SOGIN

L’impianto FN rientra nella definizione del D.LGS 230/95 e smi al Capo VII lett f), fu realizzato allo scopo di fabbricare elementi di combustibile nucleare per reattori ad acqua leggera a partire da ossidi di uranio debolmente arricchito (arricchimento in U235 inferiore al 5 % in peso), naturale e depleto. L’impianto ha operato dal 1973 al 1995, fabbricando combustibili per le centrali nucleari italiane (ricariche della centrale di Garigliano, prima carica e ricariche per Caorso, ricariche per Trino) e anche per reattori esteri. I materiali nucleari lavorati sono stati: l’uranio depleto, l’uranio naturale e l’uranio arricchito fino al 5%. Alla fine del 1995 l’ENEA, azionista pressoché esclusivo della FN, ha deciso di non proseguire ulteriormente le attività di fabbricazione di combustibili nucleari e di procedere alla sua disattivazione. Nel 1996 è stato presentato un piano di disattivazione. A seguito dei rilievi mossi da varie Amministrazioni, il piano è stato revisionato. La nuova edizione è stata presentata alle amministrazioni alla fine del 2002. Nel frattempo si è provveduto ad alienare, trasferendolo all’estero, parte del materiale nucleare detenuto e a risistemare i rifiuti radioattivi già prodotti.

In seguito alla O.P.C.M. n.3267 del 7 marzo 2003, da Agosto 2003 la gestione dell’impianto è stata rilevata da SOGIN e il Commissario Delegato per la sicurezza dei materiali nucleari ha disposto, con l’Ordinanza n.14/2003 del 12 novembre 2003, alcune attività volte alla progressiva riduzione del livello di rischio degli impianti nucleari. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

Maggio 2005 24

Tabella 4.9.1 – FN - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato 232,2 28,8 Non condizionato 55,2 3,5 Totale 287,4 32,3 8,9 Tabella 4.9.2 – FN -Stima dei rifiuti derivanti dallo smantellamento Tipologia materiale Volume (m3) Massa (t) Attività (GBq)

Solido 110 Non disponibile Liquido2 <2.5 < 2 kg U (tot)

2 Si stima una produzione di rifiuti liquidi da attività di supercompattazione non superiore alla pregressa campagna (destinati alla solidificazione)

Maggio 2005 25

4.10. Impianto Deposito Avogadro - Saluggia (VC)

Esercente FIAT AVIO

Il reattore di ricerca AVOGADRO fu realizzato dalla FIAT alla fine degli anni’50. Si trattava di un reattore del tipo “a piscina”, che ha funzionato a scopo di ricerche di fisica nucleare e di tecnologia dei materiali fino al 1971. Successivamente, le strutture del reattore sono state rimosse e la piscina è stata riadattata a deposito di combustibile nucleare, che la FIAT dal 1981 ha messo a disposizione dell’ENEL per lo stoccaggio di parte del combustibile scaricato dalle centrali nucleari italiane. L’esercente ha pertanto presentato un piano di allontanamento di tutto il combustibile presente nel deposito. Circa due terzi di esso è destinato al riprocessamento, a conclusione di contratti a suo tempo stipulati dall’ENEL con la società Britannica BNFL, e le spedizioni iniziate ad aprile 2003 termineranno a febbraio 2005. Il combustibile rimanente verrà stoccato entro contenitori a secco, idonei sia per il deposito, sia per il trasporto del combustibile. Tra le attività a breve termine volte alla progressiva riduzione del rischio radiologico è compreso il completamento del trasferimento del combustibile irraggiato Garigliano – UO2 alla BNFL per il riprocessamento a Sellafield. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004. Tabella 4.10.1 – Avogadro - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 46,2 80,6 Totale 46,2 80,6 Tabella 4.10.2 – Avogadro - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (tHM) Attività (TBq) Trino PWR – UO2 49 15,03 126.000

Garigliano BWR - UO2 191 3,90 15.200 Garigliano BWR - MOX 63 12,88 62.900 (1) - In corso di trasferimento a Sellafield per il riprocessamento. Il n° di elementi si riferisce a quelli presenti al 31 dicembre 2004. Il trasferimento del combustibile Garigliano UO2 a Sellafield si è completato a febbraio 2005.

Maggio 2005 26

4.11. Impianto Complesso per il trattamento, condizionamento, deposito e smaltimento di rifiuti radioattivi – Casaccia (Roma)

Gestore NUCLECO - Roma

Esercente ENEA

Costituita nel 1980, la NUCLECO (NUCLeare ECOlogia) aveva come azionisti la Società AMBIENTE SpA (Gruppo ENI) al 60% e l’ENEA al 40%. Da settembre 2004 la quota di proprietà della NUCLECO (60 %) in possesso della società AMBIENTE è stata trasferita alla SOGIN. E’ nata con la finalità, tuttora vigente, del ritiro, trattamento e custodia dei rifiuti radioattivi a bassa e media attività (inclusi gli alfa contaminati) prodotti presso il centro ENEA della Casaccia. Dal 1985, nell’ambito del Servizio Integrato per la Gestione dei Rifiuti Radioattivi istituito dall’ENEA, gestisce a livello nazionale un’attività di ritiro di rifiuti radioattivi provenienti da settori industriali, dalla ricerca scientifica e sanitaria, da ospedali, nonché il ritiro di sorgenti radioattive dismesse, ove queste creino problemi di sicurezza nei luoghi di deposito o quando si tratti di sorgenti “orfane”. A tal fine, con apposita convenzione l’ENEA ha concesso in uso alla NUCLECO i suoi depositi e impianti di trattamento, affidandogli anche gli aspetti operativi e commerciali della gestione dei rifiuti radioattivi provenienti da terzi. Tra i rifiuti radioattivi conservati in stoccaggio controllato presso Nucleco, vi sono quelli derivanti dalle attività dei laboratori e degli impianti ENEA Casaccia afferenti al ex Ciclo del Combustibile. Da Agosto 2003 la gestione dei rifiuti radioattivi derivanti dalle attività dei laboratori e degli impianti ENEA Casaccia afferenti al ex ciclo del combustibile è stata rilevata dalla SOGIN. Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004. Tabella 4.11.1 – Nucleco - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato 3991,8 1827 Non condizionato 474,3 70 2194,8 530 Totale 474,3 70 6186,6 2357 848.179

Maggio 2005 27

4.12. Impianto Reattore di ricerca Tapiro - Casaccia (Roma)

Esercente ENEA

Il Tapiro è un reattore veloce il cui scopo è di fornire, per attività di ricerca, un flusso di neutroni veloci di intensità relativamente elevata con uno spettro di alte energie. L’impianto è progettato per operare ad un livello di potenza massimo di 5 kW.

Il reattore è costituito da un nocciolo cilindrico in U metallico fortemente arricchito (93,5%) legato con 1,5% in peso di Mo. Il volume del nocciolo è di circa 1,4 dm3 ed è incamiciato in acciaio inossidabile dello spessore di 0,5 mm. Il nocciolo è circondato da un riflettore in rame anch’esso di forma cilindrica dello spessore di 30 cm. All’interno del riflettore è alloggiato l’involucro di contenimento nocciolo. L’intero riflettore è poi chiuso in un involucro d’acciaio ed è circondato dallo schermo biologico realizzato in calcestruzzo pesante borato con densità 3,1 kg/dm3.

Uno spazio sperimentale dalle dimensioni di circa 2 m3 è destinato a fornire flussi neutronici con spettro più degradato.

Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004.

Tabella 4.12.1 – Tapiro - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 2 n.d. Totale 2 n.d.

Maggio 2005 28

4.13. Impianto Reattore di ricerca TRIGA RC1 - Casaccia (Roma)

Esercente ENEA

Il reattore termico a piscina del tipo TRIGA Mark II, costruito dalla General Atomic, è in attività dal giugno 1960. Ha operato alla potenza di 100 kW fino all’agosto 1965.

Nell’estate del 1965 furono avviati i lavori di modifica che portarono la potenza di esercizio fino al valore attuale di 1 MW, raggiunto la prima volta nel luglio del 1967.

Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004. Tabella 4.13.2 – TRIGA RC1 – Combustibile irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (t) Attività (TBq) Elementi Triga 119 0,022 160.000

Maggio 2005 29

4.14. Impianto CCR EURATOM di ISPRA - Ispra ( Va)

Esercente EURATOM

Il Centro di Ispra è stato il centro di ricerca nucleare italiano ove, nell’aprile del 1959, venne inaugurato Ispra 1, il primo reattore nucleare (di ricerca) costruito sul territorio nazionale. Quasi immediatamente dopo, il Centro fu ceduto all’EURATOM. Da allora il Centro di Ispra è diventato il più grande e più importante Centro di ricerca gestito dalla Commissione Europea. Peraltro, le attività svolte al suo interno sono rimaste soggette alla legislazione italiana. Partito come centro di ricerca esclusivamente nucleare, con il passare del tempo ha esteso le attività in settori diversificati, quali le energie rinnovabili, l’ambiente, le tecnologie di punta, tanto che, oggi, le attività nucleari sono praticamente cessate, con l’unica eccezione del settore “salvaguardie” (metodologie di controllo delle materie fissili e fertili, in applicazione al Trattato di Non Proliferazione Nucleare). Gli impianti nucleari non più utilizzati (reattore Ispra 1, reattore ESSOR e impianti ad esso collegati, laboratori radiochimica, celle calde LMA, strutture di raccolta, deposito e trattamento dei rifiuti radioattivi e del materiale nucleare dimesso) sono oggi oggetto di un programma di “decommissioning”, definito dalla Commissione Europea.

Tabelle dati aggiornati al 31 Dicembre 2004. Tabella 4.14.1 – CCR Ispra - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse

I Cat . II Cat. III Cat. Sorgenti m3 GBq m3 GBq m3 GBq GBq

Condizionato Non condizionato 1.789 10.751 762 111.490 Totale 1.789 10.751 762 111.490 130.000

Nota: le attività dei principali radionuclidi [GBq] sono pari a 6.700 (Co60), 61.700 (Ni63), 53.000 (Cs137), 170 (alfa); inoltre, si considera che tutti i rifiuti condizionati in precedenza necessitano di essere ricondizionati.

Tabella 4.14.2 – CCR Ispra – Combustibile irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (t) Attività (TBq) U naturale basso burn-up 0,510 1.345

U arricchito al 3% 0,202 2.344

Maggio 2005 30

4.15. Impianto Deposito Campoverde - Milano

4.16. Impianto Deposito Controlsonic – Tortona (AL)

Esercente Campoverde srl - Milano

La Campoverde inizia la sua attività come reparto di una società commerciale, operante in Italia fin dai primi anni '50 nel settore della chimica fine, farmaceutica, alimentare e diagnostica. La divisione si sviluppa nel settore del recupero, smaltimento e trattamento dei rifiuti e dei materiali radioattivi. Nel 1986 la Campoverde viene strutturata come società autonoma. La Campoverde ha aderito al Servizio Integrato ENEA per la gestione dei rifiuti radioattivi. L’attestato di adesione, rilasciato dall'Enea nel 1998, è stato rinnovato nel 2000.

Nel 2000, a seguito del fallimento della Società Controlsonic, gestisce anche il relativo deposito sito in Tortona.

Tabelle dati aggiornati al 31 dicembre 2004. Tabella 4.15.1a – Campoverde - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse (deposito Milano)


Condizionato Non condizionato 282,1 28,3 208 72,8 Totale 282,1 28,3 208 72,8 64,2 Tabella 4.15.1b – Campoverde - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse (deposito Tortona)


Condizionato Non condizionato 109 0,9 63 5,7 Totale 109 0,9 63 5,7 Tabella 4.16.1 – Controlsonic - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 35 0 246,8 38,1 Totale 35 0 246,8 38,1

Maggio 2005 31

4.17. Impianto CANRC – Castelmauro (CB)

Esercente CANRC - Termoli

Nel 1979 ha iniziato l’attività di raccolta di rifiuti radioattivi da attività ospedaliere.

L’attività di raccolta è continuata fino al 1987.


Tabella 4.17.1 – CANRC - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 104 39

Totale 104 39

Maggio 2005 32

4.18. Impianto Cemerad – Statte (TA)

Esercente CEMERAD - Taranto

Opera nel campo della raccolta di rifiuti radioattivi da applicazioni medico-industriali dal 1984. È attualmente in stato di custodia giudiziaria a seguito di una controversia giudiziaria.


Tabella 4.18.1 – Cemerad - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 1.026 166 95 56 19 16

Totale 1.026 166 95 56 19 16 1

Maggio 2005 33

4.19. Impianto CESI - Segrate (MI)

Esercente CESI - Segrate (MI)

A seguito del riassetto societario dell’Enel ai sensi del D.Lgs. 79 del 16/03/99, sono stati operati conferimenti societari che hanno determinato nella sede ex CISE di Segrate la seguente situazione:

•••• l’area della sede ex CISE di Segrate è stata conferita in proprietà alla Società SEI; •••• le attività di ricerca di sistema ivi svolte, gli impianti, i macchinari e il personale sono stati

conferiti a CESI, •••• il materiale radioattivo custodito nei depositi, relativo ad attività già chiuse non conferite a

CESI, è rimasto di proprietà della Società capogruppo, Enel S.p.A.

Presso la sede ex CISE sono inoltre operanti un laboratorio di radiochimica ed un deposito di combustibile nucleare.


Tabella 4.19.1 – CESI - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 2 < 1 6 < 1 1 < 1 Totale 2 < 1 6 < 1 1 < 1 323

Maggio 2005 34

4.20. Impianto Reattore L54M CESNEF - Milano

Esercente CESNEF – Politecnico di Milano

Il reattore L54M è del tipo omogeneo a soluzione (il combustibile è una soluzione acquosa di UO2SO4), di limitata potenza (50kW) ed ha operato in maniera discontinua per una potenza integrale totale di 17 MWd.

Il reattore è fuori esercizio dal luglio 1979. Il combustibile è stato consegnato all’impianto EUREX di Saluggia nel giugno 1994.


Tabella 4.20.1 – CESNEF - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 3 11 Totale 3 11

Maggio 2005 35

4.21. Impianto Reattore RTS-1 "Galileo Galilei" – S. Piero a Grado (PI)

Esercente CISAM – S. Piero a Grado (PI)

Il reattore RTS1 "Galileo Galilei" è un reattore di ricerca del tipo a piscina, moderato e raffreddato ad acqua leggera (potenza max: 5 MW).

Il reattore è stato spento definitivamente nel 1980; nel 1986 sono stati allontanati dall’impianto tutti gli elementi combustibili irraggiati. Recentemente è stato allontanato il combustibile fresco.


Tabella 4.21.1 – CISAM - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato 110 1.500 140 8.800 Non condizionato 100 4.203

Totale 210 5.703 140 8.800 419.000 Tabella 4.21.2 – CISAM - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (t) Attività (TBq) U naturale 1 0,284 0,005

Maggio 2005 36

4.22. Impianto Depositi Protex - Forlì

Esercente PROTEX - Forlì

Effettua dal 1978 la fornitura di servizi integrati nel settore dell'utilizzo di sostanze radioattive a scopo medico e scientifico. Per quanto riguarda il problema dei rifiuti radioattivi prodotti in tali attività, svolge un servizio su tutto il territorio nazionale nelle diverse fasi di confezionamento, raccolta, trasporto, detenzione e trattamento.

La PROTEX possiede n. 2 depositi autorizzati alla detenzione di sostanze radioattive. Presso la propria sede dispone inoltre di un sistema autorizzato di stoccaggio rifiuti liquidi (sia soluzioni acquose che solventi organici) in grado di ospitare circa 250.000 litri di materiale.


Tabella 4.22.1 – Protex - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 1.644 5,8 102 189,8 Totale 1.644 5,8 102 189,8 30,5

Maggio 2005 37

4.23. Impianto Deposito SICURAD - Palermo

Esercente SICURAD - Palermo

Svolge attività di raccolta e temporaneo stoccaggio di rifiuti radioattivi di origine essenzialmente medico sanitaria.


Tabella 4.23.1 – Sicurad - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato Non condizionato 0,06 0,007 0,06 0,17 0,06 0,2

Totale 0,06 0,007 0,06 0,17 0,06 0,2

Maggio 2005 38

4.24. Impianto Deposito SORIN - Saluggia (VC)

Esercente SORIN Biomedica SpA - Saluggia (VC)

Le attività del complesso SORIN sono state avviate negli anni ’70 e consistono nell’acquisto, nella manipolazione e nella commercializzazione sul territorio nazionale di radioisotopi per fini medici.

Il deposito detiene rifiuti radioattivi prodotti nel centro SORIN ed esegue la raccolta dei rifiuti radioattivi dalle strutture ospedaliere clienti della SORIN stessa.

A partire dal 1996 la SORIN è stata suddivisa in una serie di società: SORIN BIOMEDICA (con funzione di società di servizi per il complesso), SORIN-CARDIO, BELLCO, NYCOMED AMERSHAM, e DIA SORIN.

I rifiuti sono gestiti dalla SORIN BIOMEDICA e sono confinati in un’apposita area, attualmente in fase di ristrutturazione a seguito di prescrizione impartita su indicazione dell’APAT.


Tabella 4.24.1 – Sorin - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato 65 12,5 Non condizionato 854,5 3,95 180,3 433,4

Totale 854,5 3,95 245 445,9 4.450

Maggio 2005 39

4.25. Impianto Reattore LENA - Pavia

Esercente Università di Pavia

Nel Laboratorio Energia Nucleare Applicata (L.E.N.A.) è installato e funziona il Reattore Nucleare di ricerca da 250 kW Triga Mark II.

Il Lena ospita inoltre:

•••• il Laboratorio di radiochimica, messo a disposizione del Centro C.N.R. mediante convenzione tra l'Università e il C.N.R., per la Radiochimica e l'Analisi per attivazione

•••• l'irraggiatore con sorgente di Co-60 da circa 2000 Ci utilizzato per ricerche di chimica delle radiazioni.


Tabella 4.25.1 – LENA - Rifiuti radioattivi e sorgenti sigillate dismesse


Condizionato 2,5 0,1 Non condizionato 1,6 1,3 Totale 4,1 1,4 0,4 Tabella 4.25.2 – LENA - Combustibile Irraggiato

Tipo combustibile N° Elementi Massa (t) Attività (TBq) U arricchito al 20% 7 0,001 4,6

Maggio 2005 40

4.26. Impianto Reattore AGN Costanza

Esercente Università di Palermo

Il reattore nucleare AGN-201 “Costanza”, ubicato presso il Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell’Università degli Studi di Palermo, è autorizzato all’esercizio con Decreto MICA n.VII-89 del 21.09.1978. L’AGN-201 viene utilizzato per svolgere prevalentemente attività didattica ed, in misura ridotta, irraggiamenti e produzioni di radionuclidi a vita breve per la calibrazione di strumentazione di misura. In passato, il reattore veniva impiegato anche come supporto per ricerche scientifiche rivolte alla rivelazione di parametri cinetici ed allo studio del comportamento fisico del nocciolo. Non sono presenti rifiuti radioattivi.

Maggio 2005 41

5. Tabelle riassuntive Si riportano di seguito alcune tabelle riassuntive, comprendendo anche una tabella rigurardante i rifiuti che dovranno tornare in Italia a seguito del riprocessamento di combustibile irraggiato presso gli impianti inglesi di Sellafield (BNFL). Tabella 5.1 - Riepilogo per Impianto – Rifiuti e Sorgenti dismesse

Rifiuti Radioattivi Sorgenti dismesse Impianto Sito Volume

m3 Attività

GBq Attività GBq

1 Caorso Caorso (PC) 2.286 2.383 0,017 2 Garigliano Sessa Aurunca (CE) 2.586 454.856 3 Latina Latina 1.164 28.188 4 Trino Trino (VC) 901,8 74.357 5 EUREX Saluggia (VC) 1.728.6 5.778.418 6,5 6 ITREC Rotondella (MT) 3.545 592.979 41,9 7 OPEC Roma 3 5.570 1.700 8 Impianto Plutonio Roma 83 50.025 9 FN Boscomarengo (AL) 287,4 32,3 8,9 10 Avogadro Saluggia (VC) 46,2 80,6 11 NUCLECO Roma 6.660,9 2.427 848.179 12 Tapiro Roma 2 13 TRIGA RC1 Roma 14 CCR EURATOM di ISPRA Ispra(VA) 2.551 122.241 130.000 15 Campoverde Milano 490,1 101,1 64,2 16 Controlsonic/Campoverde Tortona (AL) 453,8 44,7 17 CANRC Castelmauro (CB) 104 39 18 Cemerad Statte (TA) 1.140 238 1,5 19 CESI Segrate (MI) 8,52 0,511 323 20 L54M CESNEF Milano 3 11 21 RTS-1 "Galileo Galilei" S.Piero a Grado (PI) 350 14.503 419.000 22 Protex Forlì 1.746 195,6 30,5 23 SICURAD Palermo 0,18 0,38 0 24 SORIN Saluggia (VC) 1.100 449,85 4.450 25 LENA Pavia 4,1 1,4 0,4 26 AGN-1 Costanza Palermo 0 0 0 T O T A L E 27.244 7.127.142 1.403.806

Maggio 2005 42

Tabella 5.2 - COMBUSTIBILE IRRAGGIATO ANCORA PRESEN TE IN ITALIA

Sito Provenienza del Tipo Numero Massa Attività Combustibile Elementi (t) (TBq)

PWR - TRINO UO2 49 15,03 126.000

BWR-GARIGLIANO (1) UO2 19 3,90 15.200 Fiat AVIO

AVOGADRO BWR-GARIGLIANO MOX 63 12,88 62.900

CAORSO BWR-CAORSO UO2 1.032 (+6) 190,44 1.420.000

PWR - TRINO UO2 39 12,05 53.700 TRINO

PWR - TRINO MOX 8 2,46 40.100

PWR - TRINO cruciformi

UO2 52 2,02 17.300 EUREX

BWR-GARIGLIANO UO2 48 0,07 128

Reattore di Ricerca LENA

- - 7 1,28 4,6

Reattore di Ricerca TRIGA

Triga - 119 0,022 160.000

Reattore di Ricerca RTS-1

- - 1 0,28 0,005

OPEC - - 566 0,12 56,5

CCR ISPRA - - - 0,71 3.689

ELK RIVER U-Th 64 1,68 4.583

ITREC

Sol. Prodotto

finito 4,3 244

TOTALE 2.067 247,2 1.903.904 (1) –

Il dato sul combustibile UO2 Garigliano è riferito al 31 Dicembre 2004 – A febbraio 2005 si è completato il trasferimento del combustibile Garigliano UO2 a Sellafield.

Maggio 2005 43

Tabella 5.3.1 - Caratteristiche dei rifiuti radioattivi condizionati che dovrebbero tornare in Italia dopo il riprocessamento negli impianti BNFL

CENTRALE Comb. HLR (III Cat.) ILR (II Cat.) SLLR (II Cat.)

tHM m3 GBq m3 GBQ m3 GBq

GARIGLIANO 53,7 2,7 3,18E+08 35,8 4,66E+06 328,5 37

TRINO 51,7 5,1 5,97E+08 56,0 7,06E+06 330,0 37

LATINA 573,2 8,5 5,35E+08 772,8 1,03E+08 4.386,0 491

Totale 678,6 16,3 1,45E+09 864,6 1,15E+08 5.044,5 565

dove: tHM: tonnellate “heavy metal” (uranio e plutonio) HLR: rifiuti ad alta attività vetrosi (III^ categoria, ANPA-Guida Tecnica N°26) ILR: rifiuti ad media attività cementati (III^ categoria, ANPA-Guida Tecnica N°26) SLLR: rifiuti a bassa attività cementati (II^ categoria, ANPA-Guida Tecnica N°26)

Tabella 5.3.2 - Caratteristiche dei rifiuti radioattivi condizionati da riprocessamento che torneranno in Italia in caso di sostituzione dei rifiuti cementizi (ILR e SLLR) in rifiuti vetrosi

(HLR)

CENTRALE Combustibile HLR

n. elementi tHM N° m3 GBq

GARIGLIANO 260 53,7 20 3,4 3,98E+08

TRINO 168 51,7 36 6,1 7,16E+08

LATINA 50.326 573,2 140 23,7 1,50E+09

Totale 50.754 678,6 196 33,2 2,61E+09

Maggio 2005 44

Tabella 5.4 - Riepilogo per Regione – Rifiuti Radioattivi, Sorgenti dismesse e Combustibile Irraggiato

Rifiuti radioattivi Sorgenti Comb.Irragg. Totale

Attività Volume Attività Attività Attività % Regione

GBq m3 GBq TBq TBq

Piemonte 5.853.382 4.517 4.465 315.3281 321.186 16,79

Lombardia 122.355 3.057 130.388 3.694 3.946 0,21

Emilia Romagna

2.579 4.032 31 1.420.000 1.420.003 74,25

Lazio 86.210 7.913 849.879 160.055 160.991 8,42

Campania 454.856 2.586 455 0,02

Toscana 14.503 350 419.000 0,005 434 0,02

Basilicata 592.979 3.545 42 4.827 5.420 0,28

Molise 39 104 0 0,04 2,E-06

Puglia 238 1.140 1 0,24 1,E-05

Sicilia 0 0 0,00 0,000 2,E-08

Totali 7.127.142 27.244 1.403.806 1.903.904 1.912.435 (1)–

Il dato comprendente il combustibile UO2 Garigliano ad Avogadro è riferito al 31 Dicembre 2004 – A febbraio 2005 si è completato il trasferimento del combustibile Garigliano UO2 a Sellafield.

Aprile 2005 45

0

1000

2000

3000

4000

5000

6000

7000

3° CAT.

2° CAT.

3° CAT. 0 24,6 12,1 0 306,4 86 159,58 0 0 0 762 140 20,2

2° CAT. 2285,7 877,2 1152,1 2585,7 1422,2 0 3385,7 6661 46,2 287,4 1789 210 5031,5

SOGIN-Caorso

Sogin-Trino

SOGIN-Latina

SOGIN-Garigl.

SOGIN-Eurex

SOGIN-Casaccia

SOGIN-Itrec

NUCLECO

Avogadro FNCCR-Ispra

CISAM-Pisa

Altri

agenzia per la protezione dell’ambiente e per i servizi...

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