COMMISSIONE DELLE COMUNITÀ' EUROPEE 
COM(93) 88 def. 
Bruxelles, 1 aprile 1993 
COMUNICAZIONE EMI RELAZIONE DELLA COMMISSIONE 
r sull'attuale situazione e 
sulla probabile evoluzione della gestione 
dei residui radioattivi nella Comunità europea 
COMUNICAZIONE DELLA COMMISSIONE 
sull'attuale situazione e 
sulla probabile evoluzione della gestione 
dei residui radioattivi nella Comunità europea 
/. INTRODUZIONE 
Il SITUAZIONE ATTUALE ED EVOLUZIONE PROBABILE DELLA GESTIONE 
DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
HA. Produzione di residui 
ILB. Gestione dei residui a vita breve 
U.C. Deposito a grande profondità 
II.D. Risultati e problemi da risolvere 
III. AZIONE DELLA COMMISSIONE 
IV. RACCOMANDAZIONI 
«4 «a. 
INTRODUZIONE 
Nella sua risoluzione del 18 febbraio 1980' il Consiglio ha approvato un piano 
d'azione comunitario in materia di residui radioattivi per il periodo 1980-1992, 
inteso ad affrontare i problemi relativi ai residui radioattivi provenienti da 
impianti nucleari ed in particolare i problemi di gestione e di eliminazione dei 
residui ad alta attività e/o a lunga vita. 
Al punto 1 del suddetto piano è prevista un'analisi permanente della situazione 
relativa alla gestione dei residui radioattivi all'interno della Comunità, al fine di 
adottare le soluzioni necessarie. L'analisi concerne: 
le tecniche disponibili e gli impianti esistenti e previsti dagli Stati membri 
per assicurare la gestione dei residui radioattivi nelle varie tappe, ivi 
compresi i processi e le procedure destinati a permetterne l'eliminazione 
definitiva; 
i lavori di ricerca e sviluppo tecnologici che gli Stati membri e la Comunità 
intendono realizzare; 
le modalità di gestione delle varie categorie di residui negli Stati membri, 
definite o da definire; 
le previsioni per l'applicazione e relativo calendario. 
Le informazioni e i risultati ottenuti nel corso di questi lavori saranno utilizzati 
"per fornire in permanenza alla Comunità e agli Stati membri un quadro dei lavori 
e delle realizzazioni nel settore della gestione e del deposito dei residui radioattivi, 
di fronte alle esigenze dei programmi nucleari". 
La Commissione ha trasmesso al Consiglio due relazioni, una nel 1983 e l'altra nel 
1987", riguardanti la situazione e le prospettive fino alla fine del secolo della 
gestione dei residui radioattivi negli Stati membri della Comunità. 
La Commissione trasmette in allegato la sua terza relazione sulla situazione nel 
periodo 1990-1991 preparata, come le precedenti, in base alle informazioni fornite 
dagli Stati membri. 
Cfr. G.U.n.C 51/1-2-3 del 29.11980. 
Comunicazioni della Commissione al Consiglio "Prima relazione sulla gestione dei residui radioattivi nella Comunità: 
analisi della situazione attuale e previsioni" doc. COM(83)262 del 16.05.1983 e "Seconda relazione" doc. 
COM(87)312 del 2110.1987. 
ifr 
D Consiglio ha approvato di recente il rinnovo del piano' per il periodo 1993-
1999, al fine di permettere soprattutto alla Commissione di continuare ad 
informare periodicamente il Consiglio mediante altre relazioni. 
//- SITUAZIONE ATTUALE ED EVOLUZIONE PROBABILE DELLA GESTIONE 
DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
La relazione allegata al presente documento sottolinea i seguenti punti: 
IIJÌ. Produzione di resìdui 
L'elevato livello di sviluppo degli Stati membri ha come conseguenza la 
produzione nella Comunità di numerosi tipi di residui radioattivi diversi per 
categoria e origine, la cui quantità varia notevolmente da un paese all'altro, pur 
interessando tutti gli Stati membri. 
La fonte principale di tali residui è l'impiego di radioisotopi e di taluni 
dispositivi di irraggiamento nell'industria, nel settore sanitario e in quello 
della ricerca non nucleare. Essa riguarda tutti gli Stati membri e produce 
residui a bassa attività, ad eccezione delle fonti d'irraggiamento esaurite. 
Benché i dati nazionali relativi a tali residui siano difficili da confrontare, 
risulta che i volumi in questione sono notevoli e richiedono una gestione 
accurata. 
La seconda fonte è rappresentata dalla lavorazione industriale di minerali 
o di materiali grezzi contenenti radioelementi naturali; essa riguarda i paesi 
con attività industriali quali lo sfruttamento di miniere di uranio, la 
produzione di concimi fosfatici o l'estrazione di gas naturale e di petrolio, 
indipendentemente dal fatto che tali paesi siano dotati o meno di 
programmi elettronucleari; in questo caso i residui contengono 
esclusivamente radioisotopi naturali e sono essenzialmente a bassissima 
attività. Per quest'ultima categoria i dati non sono disponibili 
sistematicamente, ad eccezione di quelli relativi allo sfruttamento delle 
miniere di uranio. 
Risoluzione del Consiglio del 15.06.92. 
A C 
La terza fonte è costituita dall'attuazione dei programmi elettronucleari, 
ivi compresi i relativi lavori di ricerca e il declassamento degli impianti 
fuori uso*. I residui delle centrali elettronucleari e degli impianti del ciclo 
di combustibile associati rappresentano la parte essenziale della 
produzione, in termini di radioattività contenuta. Questi residui 
appartengono a tutte le categorie (a bassa, media e alta attività; a lunga 
vita e a vita breve) e riguardano gli Stati membri che partecipano o che 
hanno partecipato a programmi nucleari. 
La produzione annua di tali residui, in termini di volume, rientra nelle 
previsioni della relazione precedente e dovrebbe mantenersi più o meno 
costante per tutto il decennio per il concorrere di diversi fattori 
(evoluzione dei programmi nucleari nazionali, progresso tecnologico in 
materia di trattamento dei residui, perfezionamento della gestione, ecc.). 
Per quanto la relazione copra il periodo 1990-2020, le previsioni oltre il 2000 
presentano un carattere alquanto aleatorio, a causa delle incertezze relative alle 
politiche nazionali nel campo della costruzione e dello smantellamento di impianti 
nucleari. 
ILB. Gestione dei residui a vita breve 
Per la gestione e il deposito dei residui a bassa e media attività (vita breve), che 
rappresentano il 90% di quelli prodotti dall'industria elettronucleare in termini di 
volume, si dispone di soluzioni tecniche soddisfacenti e sperimentate. 
I metodi di trattamento sembrano soddisfare, nel complesso, le attuali necessità 
dell'industria e le esigenze delle autorità di sicurezza della Comunità; tali 
operazioni, in atto da diversi decenni, beneficiano continuamente dei progressi 
della tecnologia e del perfezionamento della gestione, soprattutto per quanto 
riguarda la diminuzione del volume dei residui prodotti e la riduzione dei residui 
radioattivi riversati nell'ambiente. 
Per questa categoria di residui è particolarmente sviluppato, all'interno della 
Comunità, lo smaltimento terrestre a bassa profondità, che viene praticato in 
modo crescente". La capacità degli impianti nazionali aperti di recente dovrebbe 
permettere di rispondere al fabbisogno degli Stati membri interessati fino al 
2020/2030. 
Nella relazione non sono presi in considerazione i residui di origine militare. 
Sono già stati smaltiti circa 1400000 m3 materiali da imballaggio compresi. 
Il fabbisogno degli altri Stati membri dovrebbe essere soddisfatto mediante 
un'opzione alternativa, lo smaltimento in depositi a grande profondità (cfr. punto 
C seguente) in via di realizzazione o di autorizzazione, o mediante il deposito di 
lunga durata (caso di uno Stato membro). 
U.C. Deposito a grande profondità 
Il deposito a grande profondità* dei residui radioattivi di ogni categoria, dopo due 
decenni di programmi di ricerca, sviluppo e dimostrazione a livello internazionale, 
comunitario e nazionale, è certamente realizzabile dal punto di vista tecnico e 
sicuro in teoria. Esistono metodi per valutarne la sicurezza in funzione dei siti 
previsti. 
Questo tipo di smaltimento non è ancora stato applicato per i tipi di residui per 
cui è indispensabile, ossia per i residui a lunga vita (residui intermedi contaminati 
da emettitori alfa o residui ad alta attività** emettitori di calore per decadimento 
radioattivo). Tale situazione, che non si verifica soltanto nella Comunità, non è 
preoccupante dal punto di vista della radioprotezione in quanto i residui possono 
essere smaltiti in modo sicuro in impianti adeguati. 
Per quanto riguarda i residui ad alta attività, è infatti opportuno, per motivi tecnici 
e di sicurezza, lasciarli "raffreddare" per alcuni decenni. D'altra parte esistono o 
sono in via di elaborazione soluzioni e impianti per il deposito di lunga durata. 
La situazione è invece preoccupante per quanto riguarda i residui contaminati da 
emettitori alfa, che non è necessario lasciar "raffreddare", il cui volume da smaltire 
sta diventando significativo (l'8% del volume totale annuo dei residui prodotti). 
I progetti in corso in taluni Stati membri rivestono notevole importanza. 
II.D. Risultati e problemi da risolvere 
In generale risulta che la sicurezza della gestione dei residui radioattivi prodotti 
dall'industria nucleare e la riduzione dell'impatto di quest'ultima sull'ambiente 
hanno registrato notevoli progressi negli ultimi anni grazie al progresso 
tecnologico e ai rilevanti investimenti effettuati, al miglioramento della gestione, 
alle strutture realizzate nei vari Stati membri e al perfezionamento delle 
disposizioni regolamentari. 
Chiamato anche deposito "geologico". 
Residui vetrificati provenienti dal ritrattamento dei combustibili esauriti oppure gli stessi combustibili esauriti qualora 
non sia previsto il ritrattamento. 
A C 
I residui provenienti da attività mediche, industriali o di ricerca sono oggetto di 
iniziative intese a mantenere e a migliorare il controllo della loro produzione e 
della loro gestione. 
Restano da approfondire taluni temi di carattere disciplinare o strategico, che 
meritano di essere considerati con maggiore attenzione, quali la gestione dei 
materiali leggermente radioattivi di varia origine, l'equivalenza tra residui 
radioattivi di provenienza diversa nonché l'informazione e la consultazione del 
pubblico. 
///- AZIONE DELLA COMMISSIONE 
Dalla relazione allegata alla presente comunicazione risulta che l'azione della 
Commissione ha risposto in modo soddisfacente alle esigenze della Comunità 
tanto nel campo della R&S quanto nel settore disciplinare e in materia di 
incoraggiamento alla cooperazione e all'armonizzazione delle prassi tra Stati 
membri. 
In materia di R&S, il programma 1985-1989 è stato portato a termine con 
successo* e il programma 1990-1994 è in corso di esecuzione con 
l'appoggio del comitato consultivo di gestione e coordinamento. 
Nel settore della normativa, vanno sottolineate in modo particolare le 
misure prese al fine di evitare il trasferimento incontrollato di residui 
radioattivi da un paese all'altro'*. Inoltre, la Comunità ha vietato 
l'esportazione diretta o indiretta di residui pericolosi o radioattivi verso i 
68 Stati dell'Africa, dei Caraibi e del Pacifico (ACP).*" 
In materia di cooperazione e di armonizzazione delle prassi, vanno notate 
in particolare le seguenti iniziative: l'apertura sempre maggiore degli 
impianti sperimentali nazionali di deposito sotterraneo a gruppi di 
ricercatori di altri Stati membri e la realizzazione di una rete di laboratori 
della Comunità, intesa ad ottimizzare e ad armonizzare il controllo di 
qualità dei colli di residui. 
Cfr. Valutazione del programma "Gestione e deposito dei residui radioattivi 1985-1989" relaz. EUR 12264 EN. 
Direttiva del Consiglio del 3 febbraio 1992 concernente la sorveglianza e il controllo del trasferimento di residui 
radioattivi tra Slati membri nonché l'entrata e uscita dalla Comunità. 
G.U. L 35 - 12/02/92pag. 24. 
Ai sensi dell'articolo 39 della 4a convenzione ACP-CEE siglata a lx>mé il 15 dicembre 1989. 
'</ 
Al fine di mettere in atto gli impegni presi nel quadro del 5° programma 
d'azione comunitaria sull'ambiente, la Commissione intende proporre 
prossimamente una strategia comunitaria in materia di residui radioattivi, 
che completerebbe la strategia comunitaria sui residui (da cui sono esclusi 
i residui radioattivi) definita dalla risoluzione del Consiglio del 7 maggio 
1990. 
IV- RACCOMANDAZIONI 
Sulla base dell'analisi presentata nella relazione allegata e riassunta al precedente 
paragrafo II, la Commissione richiama l'attenzione del Consiglio sui seguenti 
punti: 
le gestione dei residui radioattivi è importante per la sicurezza e la 
salvaguardia dell'ambiente; essa deve essere sviluppata e perfezionata per 
tutti i residui, indipendentemente dalla loro fonte di produzione, al fine di 
assicurare il rispetto delle esigenze di sicurezza e di radioprotezione; 
lo studio, la selezione e l'apertura di siti di smaltimento definitivo, sono 
priorità che vanno mantenute; 
le azioni di sviluppo tecnologico e di ottimazione devono continuare, in 
particolare nel campo della gestione dei residui a lunga vita (ad es. 
riduzione del volume, decontaminazione e riduzione della tossicità a lungo 
termine); 
la realizzazione della gestione dei residui radioattivi ed in particolare della 
sua fase finale, ossia dello smaltimento, richiede che vengano intensificate 
l'informazione e la consultazione del pubblico. 
^3 
MI RELAZIONE DELLA COMMISSIONE 
sul l'attuale situazione e 
sulla probabile evoluzione della gestione 
dei residui radioattivi nella Comunità europea 
£ 
INDICE 
PREAMBOLO 
I LA GESTIONE DEI RESIDUI IN PROSPETTIVA 
H PRODUZIONE DI RESIDUI RADIOATTIVI NEI PAESI DELLA COMUNTTA* 
EUROPEA 
ILI FONTI DI PRODUZIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
11.2 CATEGORIE DI RESIDUI RADIOATTIVI 
11.3 QUANTITÀ'DI RESIDUI RADIOATTIVI 
H.3.1 Residui radioattivi derivanti dall'impiego di isotopi nel settore industriale, 
sanitario ed in quello della ricerca in generale 
IL3.2 Residui derivanti dalla lavorazione di materie prime contenenti radionuclidi 
naturali 
IL3.3 Residui derivanti da programmi elettronucleari 
ffl SITUAZIONE ATTUALE E PREVISIONI PER QUANTO RIGUARDA LE 
PRASSI E LE POLITICHE DI GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
ALL'INTERNO DELLA COMUNITÀ* 
DOLI ORGANIZZAZIONE E STRUTTURA DELLA GESTIONE DEI RESIDUI 
111.2 PROGRAMMI DI RICERCA E SVILUPPO 
IIL2.1 Programmi e bilanci 
III.2.2 Ricerca avanzataATrasmutazione 
111.3 APPROCCIO SISTEMICO E PRINCIPI 
111.4 TRATTAMENTO E CONDIZIONAMENTO 
IIL5 TRASPORTO DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
111.5.1 Disposizioni in materia di trasporto di materiali nucleari in generale 
111.5.2 Trasporto di residui radioattivi in pratica 
IIL6 DEPOSITO E SMALTIMENTO DEI RESIDUI RADIOATTIVI E DEL 
COMBUSTIBILE ESAURITO 
III.6.1 Introduzione 
IIL6.2 Deposito temporaneo 
IH.6.2.1 Colli di residui radioattivi a bassa e media attività 
IIL6.2.2 Residui ad alta attività vetrificati 
IIL6.2.3 Combustibili esauriti 
IIL6.3 Smaltimento dei residui radioattivi 
III.6.3.1 Siti per depositi in prossimità della superficie 
IIL6.3.2 Depositi geologici in profondità 
TV SICUREZZA NUCLEARE NELLA GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
IV.l ATTIVITÀ' PRIMA DELLO SMALTIMENTO 
IV.2 SMALTIMENTO 
IV.2.1 Smaltimento in prossimità della superficie 
IV.2.2 Smaltimento in formazioni geologiche profonde 
V. ATTUALI PROBLEMI DI CARATTERE NORMATIVO E POLITICO 
V.I. MATERIALI CHE PREENTANO UN LIVELLO BASSISSIMO DI 
RADIOATTIVITÀ' 
V.2 EQUIVALENZA DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
V.3 INFORMAZIONE E COINVOLGIMENTO DEL PUBBLICO 
/IL 
SIGLE 
AEA Atomic Energy Authority 
AEN Agenzia per l'Energia Nucleare 
AIEA Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica 
ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs 
BfS Bundesamt fur Strahlenschutz 
BNFL British Nuclear Fuels pic 
CEA Commissariat à l'Energie Atomique 
CCE Commissione delle Comunità Europee 
CE Comunità Europea 
CEN/SCK Centre d'Etude del l'Energie Nucléaire/Studie Centrum voor 
Kernenergie 
CIEMAT Centro de Investigaciones Energeticas, MedioAmbientales y 
Technologicas 
COVRA Centrale Organisatie Voor Radioactief Afval 
DBE Deutsche Gesellschaft zum Bau und Betriebe von Endlagern tur 
Abfallstoffe 
ENEA Ente per le Nuove tecnologie, l'Energia e l'Ambiente 
ENEL Ente Nazionale dell'Energia eLettrica 
ENRESA Empresa Nacional de RESiduos rAdiactivos 
HLW High Level Waste (Residui ad alta attività) 
LLW Low Level Waste (Residui a bassa attività) 
MLW Medium Level Waste (Residui a media attività) 
NE Nuclear Electric 
NIREX Nuclear Industry Radioactive Waste Executive 
y 
NUCLECO NUCLeare-ECOlogia 
OCSE Organizzazione per la Cooperazione e lo Sviluppo Economico 
OMS Organizzazione Mondiale della Sanità 
ONDRAF/ Organisme National des Déchets RAdioactifs des matières 
NIRAS Fissiles/ Nationale Instelling voor het Beheer van Radioactief Afval en 
Splijtstoffen 
OPLA OPslag op LAnd 
SN Southern Network 
WAK Wiederaufarbeitungsanlage Karlsruhe 
PREAMBOLO 
Il piano d'azione comunitario in materia di residui radioattivi per il periodo 1980-1992, 
approvato dal Consiglio dei ministri nel febbraio 19801, prevede al punto 1 che la 
Commissione analizzi in permanenza la situazione relativa alla gestione dei residui 
radioattivi all'interno della Comunità. 
Al fine di consentire alla Comunità ed agli Stati membri di mettere a frutto i risultati di 
tale analisi, la Commissione riferisce periodicamente al Consiglio dei ministri. 
Finora sono state presentate al Consiglio due relazioni, una nel 1983 e l'altra nel 19872. 
La presente relazione, che è la terza, aggiorna e completa le informazioni presentate 
nelle due precedenti e fornisce i primi dati sulla situazione dei nuovi stati (Lander) della 
Repubblica federale di Germania. La valutazione dei residui radioattivi prodotti nella 
Comunità è stata estesa, a titolo provvisorio, fino al 2020. 
La presente relazione si basa su informazioni provenienti da fonti nazionali e fornite da 
delegati degli Stati membri in seno al comitato consultivo della Commissione per il piano 
d'azione comunitario in materia di residui radioattivi. 
Le informazioni generali di base sui residui radioattivi si trovano nelle precedenti 
relazioni, cui il lettore potrà eventualmente fare riferimento. 
Risoluzione del Consiglio del 18 febbraio 1980, G.U. n. C 51 del 29.2.1980, pag. 1 
Comunicazioni della Commissione al Consiglio dei ministri delle Comunità europee, COM (83) 262 
del 16 maggio 1983 "Gestione dei residui radioattivi nella Comunità: analisi della situazione 
attuale e previsioni" e COM (87) 312 del 29 luglio 1987, idem. 
CAPITOLO I 
LA GESTIONE DEI RESIDUI IN PROSPETTIVA 
Nel corso dell'ultimo decennio, la gestione dei residui di ogni tipo (domestici, idustriali 
tossici e non tossici, nucleari) è stata oggetto d'interesse e di preoccupazione sempre 
crescenti nella Comunità europea. 
Per quanto riguarda i rifiuti domestici e industriali sono state calcolate le prime stime a 
livello nazionale e comunitario. La produzione annua di rifiuti solidi (di tutte le categorie) 
nell'insieme della Comunità ammonta a circa 2200 milioni di tonnellate, di cui 20 milioni 
sono rappresentati da residui industriali tossici. Sono stati costituiti elenchi provvisori dei 
prodotti dannosi che possono essere contenuti in tali residui e sono state stabilite 
categorie fondamentali nell'intento di promuovere la sicurezza della loro gestione e della 
loro eliminazione. In taluni paesi, ad es. nella Repubblica federale di Germania, si stanno 
riesaminando le possibilità di eliminazione dei residui tossici, principalmente sotto terra, 
nonché le forme appropriate dei rifiuti conformemente aH'"approccio sistemico" già 
sviluppato per i residui nucleari (vedi capitolo III). 
In parallelo, è stato notevolmente sviluppato, tanto a livello nazionale quanto a livello 
europeo, il quadro normativo ed in particolare il diritto comunitario in materia. 
Alla fine del 1989 è stata adottata una strategia della Comunità europea per i rifiuti; 
inoltre, in diversi Stati membri sono stati recentemente creati strutture nazionali per 
questo tipo di rifiuti. 
Per quanto riguarda i residui radioattivi, sono state effettuate stime della produzione 
passata e di quella futura classificate per categorie per ciascun paese e per tutta la 
Comunità. In quest'ultimo caso il quantitativo annuo ammonta a circa 80000 m3,150 dei 
quali altamente radioattivi. I metodi applicati e le tendenze nel campo del trattamento 
e dell'eliminazione dei rifiuti, le strategie nazionali di gestione, gli sviluppi in campo 
normativo e le strutture nazionali (ossia agenzie, operatori del settore, autorità in materia 
di sicurezza) sono stati oggetto di relazioni della Commissione al Consiglio dei ministri 
nel 1983 e nel 1987. Inoltre, a partire dal 1980, il piano di azione comunitario in materia 
di residui radioattivi ha offerto un quadro adeguato per la concertazione delle politiche 
nazionali e dei sistemi normativi da adottare nel campo della gestione dei residui. 
A partire da tale data, tanto gli operatori degli impianti quanto il pubblico hanno 
dimostrato un crescente interesse per altri aspetti della gestione dei residui, quali: 
la necessità di minimizzare il volume, la radioattività e la tossicità chimica dei 
rifiuti, che richiede una procedura di gestione ottimale; 
le regole che governano il trasporto e il trasferimento internazionale dei residui 
radioattivi; 
il riciclaggio e lo smaltimento dei residui derivanti dallo smantellamento di vecchi 
impianti nucleari; finora in tutto il mondo sono stati chiusi più di cento impianti 
nucleari di rilievo; tale cifra è destinata ad aumentare con l'invecchiamento di 
quelli attualmente in funzione; 
la gestione e lo smaltimento dei residui radioattivi che non provengono dal ciclo 
del combustibile nucleare, bensì da attività di ricerca nonché da applicazioni 
industriali e sanitarie che comportano l'impiego di radionuclide 
il recupero di siti utilizzati nei primi anni dell'energia nucleare; 
Tuttavia, le condizioni di smaltimento dei residui radioattivi e la loro accettazione da 
parte del pubblico costituiscono tuttora una questione fondamentale nella Comunità 
europea come pure altrove. 
La Commissione presta la dovuta attenzione a tali questioni mediante i propri programmi 
di ricerca e le proprie attività normative come definiti al capitolo III del trattato Euratom 
intitolato "Salute e sicurezza". E' stata appena adottata dal Consiglio dei ministri una 
direttiva sui trasferimenti dei residui radioattivi. Inoltre, il Consiglio ha presentato di 
recente una serie di conclusioni3 sulle priorità future, in particolare nel campo della 
creazione di principi comuni per l'Ubicazione degli impianti di smaltimento. 
La presente relazione, al pari delle due precedenti, tratta della situazione globale in atto 
negli Stati membri della Comunità europea; inoltre essa aggiorna le informazioni fornite 
nelle precedenti relazioni e le completa aggiungendovi i punti citati sopra. 
Nota stampa del 18.12.1990, n. 10871-90 - P 232 
CAPITOLO n 
PRODUZIONE DI RESIDUI RADIOATTIVI NEI PAESI DELLA 
mMUNTTA' EUROPEA 
ILI FONTI DI PRODUZIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
Nella Comunità europea i residui radioattivi derivano essenzialmente dai seguenti tre tipi 
di attività4: 
impiego di radioisotopi e di taluni tipi di irraggiamento nell'industria, nel settore 
sanitario e in quello della ricerca; 
trasformazione di materie prime contenenti radionuclidi naturali da parte di varie 
industrie; 
programmi elettronucleari, ivi compresi la ricerca in materia e lo smantellamento 
di impianti obsoleti. 
L'importanza relativa di queste fonti varia considerevolmente da un paese all'altro della 
Comunità; tutti utilizzano abitualmente radionuclidi a scopi di ricerca, industriali o 
terapeutici. I paesi dotati di programmi elettronucleari producono la maggior parte della 
radioattività contenuta nei residui e la maggior parte dei residui radioattivi prodotti 
nell'intera Comunità. In un ristretto numero di paesi, dotati o meno di programmi di 
energia nucleare, sono in funzione industrie di estrazione e di lavorazione dell'uranio, che 
producono grandi quantità di materiali leggermente radioattivi, contenenti radionuclidi 
naturali. 
Diversi anni fa si è scoperto che materiali di questo tipo possono essere prodotti anche 
da altre attività industriali ed in particolare da quelle in cui vengono trattate grandi 
quantità di materiali contenenti radionuclidi naturali a bassa concentrazione, come nel 
caso della produzione di fertilizzanti artificiali a base di fosfati e dell'estrazione del 
petrolio e del gas; in tali processi, i radionuclidi naturali presenti nella materia prima 
sono concentrati nei prodotti o nei vari residui. Attualmente, tuttavia, non è disponibile 
una valutazione globale delle quantità, delle composizioni, dei livelli di radioattività, ecc. 
di tali residui5. 
Le attività militari esulano dall'ambito della presente relazione. 
Alcuni dati relativi ad un caso specifico figurano nella relazione EUR 13262 EN, 1991 "Study of 
the radionuclides contained in waste produced by the phosphate industry and their impact on the 
environment". Cfr. anche capitolo V, par. 1 della presente relazione per gli aspetti connessi con 
la sicurezza. 
n.2 CATEGORIE DI RESIDUI RADIOATTIVI 
I residui radioattivi sono costituiti da una grande varietà di materiali, i quali possono 
trovarsi in differenti stati fisico-chimici, emettere radiazioni di vario tipo6 e dosi 
estremamente diverse di radioattività. 
Chiaramente tale diversità può tradursi in un largo spettro di potenziali di rischio e 
pertanto richiede diversi tipi di gestione. E' opportuno quindi classificare i residui 
radioattivi in categorie. La classificazione adottata nella presente relazione è già stata 
utilizzata in quelle precedenti (1983 e 1987) ed è stata scelta perchè consente di 
rappresentare nel modo migliore per la Comunità i dati quantitativi sui residui radioattivi 
trattati e condizionati prodotti negli Stati membri. Essa offre inoltre il vantaggio di 
raggruppare i residui radioattivi in categorie che corrispondono, entro certi limiti, ai 
criteri di smaltimento attualmente seguiti o previsti negli Stati membri (cfr. capitolo III). 
Vengono considerate quattro categorie principali di residui: 
residui a bassa attività, 
residui a media attività, 
residui alfa, 
residui ad alta attività provenienti da ritrattamento e da combustibili esauriti (se 
dichiarati come residui). 
Queste categorie, così come l'appartenenza di un "tipo" di residui ad una categoria 
piuttosto che ad un'altra, non hanno ovviamente alcun carattere normativo o 
regolamentare. Inoltre, le prassi gestionali di alcuni Stati membri possono essere tali da 
non considerare a livello nazionale categorie o tipi di residui identici a quelli esaminati 
nella presente relazione. 
a) La categoria dei residui a bassa attività comprende i residui (principalmente quelli 
tecnologici7) che contengono o potrebbero contenere emettitori beta-gamma ed 
emettitori alfa, essenzialmente di origine naturale, in debole concentrazione (e 
pertanto a bassa attività) provenienti dai centri di ricerca, dall'impiego industriale 
e sanitario dei radionuclidi e dai vari impianti del ciclo del combustibile nucleare. 
In questa categoria di residui, la concentrazione degli altri emettitori alfa 
(plutonio, americio, ecc.) è praticamente nulla ed è controllata molto 
rigorosamente. A causa del decadimento naturale, dopo alcune centinaia di anni 
al massimo, la radioattività dei residui diventa trascurabile. L'emanazione di calore 
è trascurabile. 
Essenzialmente radiazioni alfa, beta e gamma. 
7 
I residui tecnologici sono quelli prodotti durante le operazioni di manutenzione. 
7 
b) La categoria dei residui a media attività8 comprende residui contenenti 
principalmente emettitori beta-gamma in concentrazioni relativamente importanti. 
La maggior parte dei residui di questa categoria è prodotta dalle centrali 
elettronucleari (resine a scambio ionico, elementi filtranti, concentrati ottenuti per 
evaporazione, ecc.). La concentrazione degli emettitori alfa nei residui 
appartenenti a questa categoria è minima come nei residui a bassa attività. 
L'emanazione di calore è trascurabile. 
e) La categoria dei residui alfa9 comprende i residui tecnologici e di processo 
provenienti dai laboratori nucleari in cui vengono svolte ricerche sui transuranici, 
dagli impianti per la fabbricazione degli elementi di combustibile ad ossido misto 
uranio-plutonio e dagli impianti di ritrattamento del combustibile esaurito. Una 
parte di tale categoria è costituita da residui a bassa attività contenenti 
esclusivamente emettitori alfa e l'altra comprende residui a media attività 
contenenti emettitori alfa, beta e gamma generati negli impianti di ritrattamento, 
ad esempio frammenti delle guaine e parti strutturali degli elementi di 
combustibile. La radioattività contenuta in tali residui permane per periodi molto 
lunghi a causa della presenza di emettitori alfa a vita lunga. 
L'emanazione di calore è ridotta. 
d) La categoria dei residui ad alta attività10 comprende, ai fini della presente 
relazione, unicamente residui vetrificati contenenti le "ceneri" della combustione 
nucleare (prodotti di fissione e attinidi minori che sono emettitori alfa e beta-
gamma). Queste ceneri sono separate dal combustibile nucleare incombusto 
(uranio e plutonio) negli impianti radiochimici (stabilimenti di ritrattamento) che 
trattano il combustibile esaurito scaricato dalle centrali elettronucleari. Questi 
residui, nei quali è contenuta la maggior parte della radioattività, restano 
pericolosi per periodi molto lunghi ed emettono un calore considerevole per 
alcune centinaia di anni. 
e) Se si decide di non ritrattare il combustibile esaurito scaricato dalle centrali 
nucleari, tale combustibile viene dichiarato come residuo e costituisce una 
categoria distinta da quella dei residui ad alta attività. E' il caso del combustibile 
esaurito del reattore THTR11 della Repubblica federale di Germania e di quello 
proveniente dai reattori ad acqua leggera della Spagna. 
9 
10 
11 Nella R.F. di Germania, i residui a media attività e quelli alfa che producono una quantità di calore 
trascurabile sono inclusi tra i residui a bassa attività, considerato che per tutte le categorie di 
rifiuti è prevista l'evacuazione in formazioni geologiche profonde. 
cfr. nota 8. 
Nella R.F. di Germania questa categoria è definita come quella dei residui che producono una 
quantità notevole di calore. 
THTR: Thorium Hochtemperaturreaktor a Hamm/Uentrop. 
8 
Taluni residui ad attività molto bassa possono essere esonerati dal controllo ufficiale da 
parte delle autorità competenti, nel qual caso non sono più da considerare come residui 
radioattivi. Tale argomento sarà approfondito al capitolo V. 
Gli scarichi di effluenti liquidi e gassosi nelle acque di superficie e nell'atmosfera, 
effettuati nell'osservanza dei regolamenti di radioprotezione in vigore e sottoposti ad 
adeguati operazioni di monitoraggio, sono comunicati alla Commissione delle Comunità 
europee e sono oggetto di rapporti periodici della Commissione; essi non sono presi in 
considerazione nella presente relazione. 
H.3 QUANTITÀ' DI RESIDUI RADIOATTIVI 
Le stime si riferiscono ai residui radioattivi trattati e condizionati secondo metodi abituali. 
n.3.1 Residui radioattivi derivanti dall'impiego di isotopi nel settore industriale, sanitario 
e in quello della ricerca in generale 
Va notato che tale problema riguarda tutti gli Stati membri della Comunità. La 
produzione di questo tipo di residui e la sua crescita non dipendono dai programmi 
elettronucleari, bensì dal grado di sviluppo industriale, economico e sociale del paese 
nonché dalla sua situazione demografica e dal relativo incremento futuro. 
Tali residui sono generalmente a bassa attività ed a vita molto breve, ad eccezione delle 
sorgenti di irraggiamento sigillate esaurite, alcune delle quali possono essere ad alta 
attività ed a lunga vita. Tali sorgenti, in caso di gestione inadeguata, possono 
rappresentare un pericolo potenziale da non sottovalutare, com'è stato dimostrato 
dall'incidente avvenuto a Goiania (Brasile) nel 1987, dove le radiazioni hanno colpito 
ben 200 persone. 
Sono stati adottati provvedimenti a livello nazionale, la cui applicazione contribuisce a 
mantenere ed a migliorare il controllo della produzione e della gestione. 
Nella tabella I sono riportate le stime delle quantità di residui di questo tipo spedite ogni 
anno ai centri di raccolta per il deposito temporaneo. 
Sebbene sia difficile mettere a confronto i dati dei vari paesi a causa della differenza dei 
sistemi di gestione applicati prima del deposito temporaneo (ad es. diverse tappe di 
raccolta dei residui, decadimento, trattamento e condizionamento), si può dedurre un 
valore medio di 10-15 m3 all'anno per milione di abitanti. 
n.3.2 Residui derivanti dalla lavorazione di materie prime contenenti radionuclidi 
naturali 
Le attività connesse con la lavorazione dell'uranio danno luogo ad una categoria speciale 
di materiali di scarto chiamati "sterili", che contengono debolissime concentrazioni di 
radionuclidi naturali, alcuni dei quali a lunga vita. L'industria dell'estrazione e della 
lavorazione dell'uranio nella Comunità europea è relativamente modesta ed è limitata 
alla Francia, alla Spagna, al Portogallo e alla Repubblica federale di Germania. 
I minerali di uranio nei suddetti paesi sono generalmente a bassa concentrazione e il 
ricupero dell'uranio avviene con metodi idrometallurgici. A causa del basso contenuto di 
uranio, gli sterili contengono più del 99% della massa del minerale trattato e conservano 
il 75-80% della radioattività naturale presente nel minerale sotto forma di radioisotopi 
della catena di decadimento dell'uranio 238. Uno dei radionuclidi naturali presenti in tali 
residui è il Radon 222 (gas). Gli sterili contengono inoltre una parte degli agenti chimici 
(ad es. acidità residua) impiegati nel processo di estrazione. 
Se l'uranio viene estratto per lisciviazione in pile (minerali a concentrazione minore), le 
pile di minerale esaurito rimangono sul posto; prima di costruire le pile, quindi, il terreno 
sottostante viene impermeabilizzato al fine di ottimizzare la lisciviazione e di evitare in 
seguito eventuali infiltrazioni incontrollate di acqua contaminata nel suolo. 
I residui della lisciviazione dinamica (minerali a concentrazione maggiore) vengono 
eliminati, insieme con i fanghi risultanti dalla neutralizzazione o dal trattamento degli 
effluenti liquidi dell'impianto, in pile o in fosse appositamente condizionate, al fine di 
ridurre il rischio radiologico per l'uomo e per l'ambiente. 
Per quanto riguarda gli sterili rimasti in seguito a precedenti attività di estrazione, è a 
volte necessario attuare adeguate azioni correttive che possono variare notevolmente a 
seconda delle particolari condizioni del sito. 
Come in tutte le attività in miniere ed in particolare in quelle a cielo aperto, lo 
smaltimento ed il condizionamento degli sterili fanno parte di un processo integrato di 
ripristino del sito inteso al restauro o al ricupero del paesaggio originario. 
Gli effluenti liquidi sono mantenuti al minimo mediante ricircolo e mediante 
precipitazione ed evaporazione naturale e neutralizzazione prima del loro rilascio 
controllato. 
Le quantità di residui provenienti dall'estrazione dell'uranio fino alla fine del 1990 sono 
presentate nella tabella seguente: 
Fanghi (sterili) Lisciv. in pile (esaur.) 
(IO61) (IO61) 
R.F. di Germania 54,00 
Francia 30,49' 18,05 
Portogallo 2,38 0,04 
Spagna 1,75 6,20 
* Peso dei res. umidi; il peso a secco è 27,72 
II.3.3 Residui derivanti da programmi elettronucleari 
La produzione di residui radioattivi connessi con i programmi elettronucleari (ivi 
compresa la ricerca direttamente collegata ad essi) dipende non soltanto dalla taglia di 
10 
tali programmi, ma anche dal tipo12 e dalle condizioni (operative, di arresto ed in fase 
di smantellamento) degli impianti nucleari facenti parte dei singoli programmi. 
Diversi paesi della Comunità hanno costruito centrali nucleari di vario tipo già alla fine 
degli anni '50. La potenza elettronucleare installata nella Cqmunità è cresciuta 
gradualmente raggiungendo nel 1990111,8 GWe circa (di cui 1,8 GWe dovuti all'aggiunta 
degli impianti della Germania orientale). Questo valore è da confrontare ai 77,5 GWe 
rilevati alla fine del 1985 su cui si basano le stime dei residui riportate nella relazione del 
1987. L'aumento è dovuto in gran parte ai nuovi impianti installati in Francia ed in 
Germania ed in minor misura a quelli installati nel Regno Unito e in Spagna. In Italia 
le centrali sono state messe fuori servizio nel 1987 e nel luglio 1990 è stata decisa la loro 
chiusura definitiva. 
a. Residui radioattivi provenienti da programmi elettronucleari prodotti prima del 1991 
Tali residui sono in attesa di condizionamento o sono già stati condizionati e messi in un 
deposito temporaneo controllato oppure sono già stati smaltiti in modo definitivo. 
Deposito temporaneo 
Parte degli attuali residui a bassa e media attività si trova in deposito temporaneo (cfr. 
tabella II) per vari motivi: perchè non sono ancora disponibili impianti di smaltimento 
nei paesi interessati (Belgio, Repubblica federale di Germania, Italia, Spagna), perchè 
il deposito temporaneo rientra nell'attuale politica del paese (Paesi Bassi) o perchè esso 
rappresenta un normale tampone nella strategia di gestione degli attuali impianti di 
smaltimento (Francia, Regno Unito). Tutti i residui alfa, quelli ad alta attività ed i 
combustibili esauriti non ritrattati si trovano in deposito temporaneo. 
Smaltimento 
Finora i residui a bassa e media attività (cfr. tabella HI) sono stati smaltiti mediante: 
affondamento nell'oceano (numerosi paesi prima della moratoria emanata nel 
1983 nel quadro della convenzione internazionale di Londra sulla prevenzione 
dell'inquinamento marino); 
smaltimento in profondità (Repubblica federale di Germania, fino al 1978); 
smaltimento in prossimità della superficie (Francia, Regno Unito)13 
Quest'ultimo tipo di smaltimento, che è stato oggetto di notevoli miglioramenti14, 
continua ad essere impiegato in Francia al "Centre de la Manche" e al "Centre de l'Aube" 
nonché nel Regno Unito a Drigg. Finora sono stati smaltiti 464500 m3 di residui a bassa 
12 
13 
14 Va notato, a titolo di esempio, che una filiera di reattori del tipo GCR (Reattore Gas-Grafite) con 
i relativi impianti del ciclo di combustibile (stabilimenti di ritrattamento, ecc.), che non è più 
sviluppata ma che fa ancora parte del programma del Regno Unito, produce una quantità di 
residui per unità almeno quattro volte superiore rispetto ad un reattore ad acqua leggera (LWR) 
con gli impianti associati del suo ciclo di combustibile. 
Per maggiori informazioni, cfr. seconda relazione COM (87) 312 del 1987. 
Cfr. capitolo m.6.3.1 
11 
e media attività al "Centre de la Manche" e 775000 m3 di residui a bassa attività a 
Drigg15. Sono stati inoltre smaltiti 14000 m3 di residui a bassa attività a Dounreay (Regno 
Unito). 
L'ex Repubblica Democratica Tedesca ha smaltito 14300 m3 di residui radioattivi 
prevalentemente a bassa attività (parte dei quali erano residui liquidi smaltiti per 
solidificazione sul posto) nella miniera di salgemma di Morsleben e 5800 sorgenti 
radioattive incapsulate, dal 1978 al 1990. In seguito, su richiesta dell'autorità competente 
in materia di sicurezza ("Bundesamt fur Strahlenschutz"), si è cessato di smaltire residui 
liquidi, residui combustibili non condizionati e sorgenti radioattive. 
E' in corso un'analisi della sicurezza dell'impianto di Morsleben e nel febbraio 1991 le 
autorità locali hanno deciso di sospendere lo smaltimento dei rifiuti in base ad obiezioni 
con fondamento giuridico. 
Finora non è stato smaltito nella Comunità europea alcun residuo alfa, alcun residuo ad 
alta attività né alcun combustibile esaurito. 
b. Residui radioattivi futuri provenienti da programmi elettronucleari 
Le stime in merito al futuro del settore elettronucleare (tabella IV) in generale 
presentano un elevato grado di precisione soltanto a breve termine. E' pertanto 
impossibile fornire una stima sicura della potenza nucleare installata per l'intera 
Comunità europea nel 2000 ed a maggior ragione nel 2020, soprattutto a causa delle 
incognite di natura politica circa il peso che l'energia nucleare comporterà a lungo 
termine in ciascun bilancio energetico nazionale. 
Per tali motivi ed a scopo di omogeneità, le stime riportate nella presente relazione per 
l'intera Comunità europea si riferiscono ai residui prodotti da impianti nucleari 
esistenti16 (spenti o in funzione) o commissionati. Alcune cifre a livello nazionale sono 
pertanto approssimative, come nel caso della Francia dove il gruppo di lavoro per il 
programma energetico prevede l'aggiunta di nuovi impianti elettronucleari nel periodo 
2000-2020 (cfr. tabella IV, nota 7). 
Pertanto, le stime relative al settore elettronucleare, riportate nella tabella IV, indicano 
un grado di produzione di residui che potrebbe diminuire soltanto a seguito di importanti 
decisioni politiche impreviste in merito ai programmi energetici nazionali o a seguito di 
sviluppi tecnologici e gestionali frutto dei lavori di ricerca e sviluppo e dell'esperienza. 
Le stime per tutti gli Stati membri sono suddivise in base alle quattro categorie di residui 
descritte al punto II.2 e sono presentate nelle tabelle V, VI, VII e Vili (rispettivamente 
per residui a bassa attività, a media attività, alfa e ad alta attività). 
A determinare l'andamento futuro della produzione totale di residui contribuiscono i 
seguenti fattori i cui effetti sono a volte contrastanti: 
15 
I dati del 1986 erano 278000 mJ per La Manche e 630000mJ per Drigg. 
16 
Con relativi impianti per il ciclo del combustibile. 
12 
la produzione di energia elettrica di origine nucleare; 
la riduzione dei volumi in previsione della graduale introduzione di nuove tecniche 
di trattamento e condizionamento e dell'ottimizzazione della gestione dei residui 
alle fonti di produzione; 
i programmi relativi al ritrattamento dei combustibili esauriti ed al trattamento e 
condizionamento dei residui risultanti; 
il perfezionamento delle modalità di funzionamento dei reattori, gli schemi di 
carico/scarico del combustibile e il tasso di combustione, regolarmente riveduti in 
chiave di resa economica e anche allo scopo di ridurre la quantità di residui; 
la chiusura di diverse centrali elettriche e lo smantellamento di impianti nucleari 
obsoleti; 
Dato che in diversi paesi si ignora il destino a medio o a lungo termine degli impianti 
elettronucleari attualmente in funzione, si suppone che essi continueranno a funzionare 
fino alla fine della loro durata tecnologica fissata a 30 anni (cfr. tabella IV). 
Da uno sguardo alle varie tabelle risulta che nel complesso le conclusioni della relazione 
del 1987 sono ancora valide per i prossimi anni. Più precisamente, le previsioni del 1987 
relative ai residui a bassa e media attività sono da diminuire per il periodo 1996-2000, 
mentre quelle relative ai residui alfa sono da aumentare principalmente a causa del 
funzionamento degli impianti di ritrattamento del Regno Unito e della Francia. Si calcola 
che la produzione totale di residui condizionati a bassa e media attività e di residui alfa 
ammonti attualmente a circa 80000 nrVanno nell'intera Comunità e si prevede che 
rimarrà costante fino alla fine del secolo. I residui alfa rappresentano l'8% della 
produzione totale, mentre quelli a bassa e media attività circa il 92%, ossia quasi tutto 
il resto. Nell'ipotesi fatta in precedenza circa il futuro dei programmi elettronucleari, 
dopo il 2000 la produzione annua di residui diminuirà lentamente. 
Tuttavia, dopo il periodo 1995-2000, si prevede un rapido aumento dei residui a bassa 
e media attività a causa dello smantellamento di impianti nucleari obsoleti. Le cifre 
riportate nelle tabelle V e VI sono basate su strategie attualmente in fase di studio in 
vari Stati membri. Secondo il parere di diverse autorità nazionali, è difficile prevedere 
i tempi e le quantità di residui provenienti dallo smantellamento per i seguenti motivi: 
in base a ricerche tuttora in corso, è possibile prolungare di un decennio la durata 
di un reattore di potenza; 
le politiche nazionali di smantellamento non sono ancora definitive; numerosi 
impianti elettronucleari potrebbero rimanere chiusi a lungo una volta scaduto il 
loro tempo di vita senza essere smantellati parzialmente o totalmente, 
non si sa con precisione quanti residui radioattivi saranno prodotti dalle 12000-
15000 tonnellate di materiale (cemento, metalli) risultante dallo smantellamento 
dell'isola nucleare di un reattore di potenza di 1000 MWe. Se è certo che il 
progresso tecnologico, in particolare nel campo della decontaminazione, 
contribuirà a ridurre la quantità di residui da eliminare, va notato che la 
normativa relativa all'esenzione dal controllo regolamentare di taluni materiali di 
smantellamento leggermente contaminati si trova soltanto in fase di sviluppo sia 
a livello nazionale che comunitario. 
Per quanto riguarda il combustibile esaurito scaricato dalle centrali, in esso è concentrata 
quasi tutta la radioattività generata nella produzione dell'energia nucleare; attualmente 
13 
la quantità scaricata annualmente in tutta la Comunità ammonta a circa 3400 MTHM17 
e scenderà a circa 2000 MTHM entro il 2000 (tabella IX). Tali cifre sono dovute alla 
diminuzione o all'arresto dei programmi elettronucleari specialmente nel Regno Unito 
ed in Italia e al fatto che la presente valutazione si limita agli impianti nucleari spenti, 
in funzione o ordinati, senza tenere conto di quelli in programma. 
Gran parte di tale combustibile esaurito sarà ritrattato durante il prossimo decennio, il 
che produrrà diverse centinaia di mVanno di residui vetrificati ad alta attività nell'intera 
Comunità. 
Il combustibile esaurito dei reattori sperimentali rappresenta una quantità estremamente 
limitata di materiale altamente arricchito ed è per la maggior parte in deposito 
temporaneo; tale situazione, a cui va aggiunta la varietà degli elementi di combustibile, 
fa sì che esso sia difficile da ritrattare in grandi stabilimenti industriali. 
17 
MTHM = tonnellate metriche di metallo pesante. 
14 
CAPITOLO in 
SITUAZIONE ATTUAI F E PREVISIONI PER QUANTO RIGUARDA 
LE PRASSI E LE POLITICHE DI GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
ALL'INTERNO DELTA COMUNITÀ' 
La gestione dei residui radioattivi consiste nell'attuazione di un gruppo di azioni 
coordinate (cernita, trattamento, condizionamento, imballaggio, trasporto e deposito dei 
residui) a partire dalla produzione iniziale dei rifiuti fino alla loro eliminazione finale. In 
fig. 1 è illustrato uno schema tipico di gestione dei residui radioattivi. 
m.l ORGANIZZAZIONE E STRUTTURA DELLA GESTIONE DEI RESIDUI 
RADIOATTIVI ALL'INTERNO DELLA COMUNITÀ' 
Le parti principali impegnate nella gestione dei residui a livello nazionale possono essere 
raggruppate come segue: 
produttori di residui radioattivi; 
organismi esecutivi preposti interamente o parzialmente alla gestione dei residui 
in ciascun paese; 
autorità in campo normativo; 
governo. 
Ai produttori di residui radioattivi, registrati presso le autorità normative dei respettivi 
paesi, incombe generalmente la responsabilità del condizionamento e dell'imballaggio dei 
residui fino al momento della consegna al sito di smaltimento, dopo di che la 
responsabilità ricade sull'operatore dell'eliminazione. Tuttavia: 
nei Paesi Bassi, il produttore dei residui è tenuto soltanto a certificare che il tipo, 
le proprietà, la radioattività, ecc. dei residui sono conformi alle specifiche e ai 
criteri di ammissione al trattamento centrale ed al deposito temporaneo; 
possono anche essere esclusi dalla suddetta regola generale i "piccoli produttori", 
ossia i produttori di piccole quantità di residui. In questo caso il condizionamento 
dei residui passa sotto la responsabilità dell'organo competente a livello nazionale 
o a livello regionale negli stati ad ordinamento federale, quali la Germania (centri 
di raccolta nei Lander). 
All'interno del quadro normativo nazionale, lo smaltimento dei residui e, in misura 
variabile, la loro gestione, è affidato ad organismi esecutivi o "agenzie" nazionali per la 
gestione dei residui, operanti da diversi anni in tutti gli Stati membri dotati di 
programmmi elettronucleari. 
I vari compiti e le competenze di tali organismi sono stati descritti in dettaglio nella 
precedente relazione del 1987. L'attuale situazione, aggiornata al 1991, è riassunta nella 
tabella X. Gli organismi esecutivi accettano i colli di residui consegnati loro dai produttori 
a scopo di deposito temporaneo o di smaltimento, a condizione che tali colli soddisfino 
ai relativi criteri di idoneità fissati conformemente agli obiettivi generali di protezione 
radiologica e di sicurezza nucleare. Le procedure di controllo e di garanzia della qualità 
assicurano l'osservanza dei suddetti criteri. 
15 
Residui provenienti dalla fonte 
Cernita per categoria 
*L 
Trattamento 
(riduzione di volume e/o decontaminazione) 
Condizionamento 
immobilizazione in una matrice se richiesto 
dai criteri di smaltimento 
^L 
Deposito temporaneo 
in attesa dello smaltimento 
Trasporto 
Smaltimento in strutture in prossimità della 
superficie o in formlazioni geologiche 
profonde 
Fig. 1 : SCHEMA TIPICO DI GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
16 
Da quando è stata pubblicata la precedente relazione, si sono verificate le seguenti 
modifiche di rilievo: 
l'agenzia francese ANDRA, che dipendeva dal "Commissariat à l'Energie 
Atomique j(CEA)", è ora indipendente; 
le competenze dell'agenzia belga ONDRAF/NIRAS sono state estese alle attività 
di smantellamento; 
nella Repubblica federale di Germania le competenze del "Physikalisch 
Technische Bundesanstalt (PTB)" sono state trasferite al "Bundesamt fur 
Strahlenschutz (BfS)"; 
nel Regno Unito le competenze relative alla regolamentazione in materia di 
smaltimento dei residui sono state trasferite agli ispettorati HMIP e HMIPI ("Her 
Majesty's Inspectorates of Pollution"). 
Tali decisioni governative riflettono la volontà nazionale di ottimizzare le strutture 
organizzative ed operative in atto in materia di gestione dei residui radioattivi. 
Le autorità in campo normativo hanno il compito di sviluppare il quadro normativo, di 
controllarne l'applicazione e di accordare l'autorizzazione agli impianti nucleari, ivi 
compresi quelli adibiti alla gestione dei residui radioattivi e al loro smaltimento. 
Infine, ai governi sono affidate le politiche nazionali di gestione dei residui radioattivi e 
la sicurezza a lungo termine dello smaltimento. Le altre tre parti agiscono nell'ambito di 
quest'ultima. 
m.2 PROGRAMMI DI RICERCA E SVILUPPO 
in.2.1 Programmi e bilanci 
Per numerosi anni sono stati svolti a livello nazionale e comunitario importanti 
programmi di ricerca e sviluppo sulla gestione e sull'eliminazione dei residui radioattivi, 
che hanno permesso di accumulare una notevole quantità di conoscenze18 in base alle 
quali viene confermata la possibilità di gestire e di smaltire i residui in modo sicuro su 
scala industriale. I programmi tendono pertanto ad accentuare il carattere dimostrativo 
e di R&S orientandosi maggiormente verso l'ottimizzazione della gestione dei residui e 
verso la convalida del concetto di smaltimento a grande profondità, attualmente in fase 
di sviluppo (cfr. capitolo III.6.3). 
Sono stati sottolineati, in modo particolare, i seguenti temi: 
riduzione al minimo della quantità di residui da smaltire, in particolare di quelli 
contenenti radionuclidi a vita lunga (residui alfa); 
riduzione del rilascio di radioattività nell'ambiente ben al di sotto degli attuali 
limiti di scarico; 
18 
cfr. ad es. gli atti della 3a Conferenza della Comunità europea sulla gestione e sullo smaltimento 
dei residui radioattivi, Lussemburgo, 17-21 settembre, 1990, relazione EUR 13389 EN (1991). 
17 
sviluppo di depositi sotteranei a grande profondità; sicurezza dello smaltimento. 
Nella tabella XI sono riportati gli stanziamenti assegnati dagli Stati membri e dalla 
Commissione delle Comunità Europee alla ricerca e sviluppo nel settore della gestione 
dei residui radioattivi. Si osserva che negli ultimi tre anni i contributi finanziari per la 
ricerca tendono, in generale, a mantenersi costanti e persino ad aumentare. 
Va sottolineato che in questo settore la cooperazione internazionale è particolarmente 
accentuata e che la Commissione delle Comunità Europee prosegue attivamente le 
proprie azioni al fine di promuovere e di coordinare tale collaborazione tra gli Stati 
membri, in particolare tramite il proprio programma di R&S e il piano di azione 
comunitario in materia di residui radioattivi19. 
m.2.2 Ricerca avanzata/Trasmutazione 
Nell'ambito di taluni programmi di ricerca si è iniziato, di recente, a studiare la 
possibilità, dal punto di vista tecnico, di sviluppare una strategia di gestione avanzata per 
i residui radioattivi, esaminando le eventuali implicazioni - ossia la possibilità di 
trasmutare i radionuclidi a vita lunga in altri a vita breve. Tale strategia, che comporta 
tra l'altro l'impiego di speciali impianti di ritrattamento per separare i radionuclidi e di 
appositi "bruciatori" per trasmutarli (ad es. reattori veloci autofertilizzanti, acceleratori, 
ecc.), permetterebbe di aumentare la sicurezza dello smaltimento geologico. Si stanno 
pertando sviluppando in tale settore anche considerazioni sociali e istanze politiche, tanto 
a livello nazionale, com'è dimostrato dalla recente legge francese sulla ricerca in materia 
di gestione dei residui radioattivi20, quanto a livello comunitario, come si vede dal 
contenuto dell'attuale programma CCE di R&S sulla gestione dei residui radioattivi. 
Il bilancio stanziato per la ricerca sulla trasmutazione è ancora alquanto ridotto; vi 
partecipano soprattutto la Francia (30 anni/uomo), in misura minore i Paesi Bassi, la 
Repubblica federale di Germania e probabilmente l'Italia. Dei paesi extracomunitari 
soltanto il Giappone (progetto OMEGA) e l'ex URSS possiedono programmi di rilievo 
in questo settore. 
m.3 APPROCCIO SISTEMICO E PRINCIPI 
La gestione dei residui radioattivi comprende la raccolta, la cernita, il trattamento, il 
condizionamento, il trasporto, il deposito ed infine lo smaltimento dei residui. Queste 
attività, strettamente collegate tra di loro mediante numerose interazioni, costituiscono 
un sistema che va trattato in quanto tale. 
Attualmente viene adottato in tutto il mondo un "approccio sistemico" per individuare 
le numerose interazioni tra i vari componenti del sistema: imballaggio dei residui, mezzi 
di trasporto, impianto o contenitore di deposito, sito di smaltimento ed ambiente 
19 
20 Risoluzione del Consiglio del 18/02/1980 - G.U. C 51/1 e comunicazione della Commissione al 
Consiglio COM (92) 22 del 31/01/92 sul rinnovo del piano. 
Legge n. 91-1381 del 30 dicembre 1991. 
18 
circostante. 
Eventuali ritardi nella definizione di un componente del sistema possono pertanto 
ripercuotersi sullo sviluppo degli altri. Ad esempio, se lo smaltimento non viene definito 
è difficile scegliere il giusto condizionamento o il giusto imballaggio dei residui ed è 
probabile che si debbanno fabbricare contenitori specifici soltanto per il deposito 
temporaneo. 
L'approccio sistemico è stato preso in considerazione nelle politiche di gestione dei 
residui radioattivi degli Stati membri. 
I principi generali, oggetto di un consenso internazionale, forniscono il quadro per la 
gestione dei residui e la loro sicurezza. Essi riguardano la radioprotezione, i problemi di 
carattere etico e sociale, la tutela dell'ambiente e delle risorse naturali nonché i controlli 
di sicurezza nucleare e sono elencati qui di seguito. 
I regolamenti della Comunità forniscono orientamenti e requisiti comuni dai quali 
vengono ricavate numerose misure nazionali, che presentano quindi elementi comuni, 
soprattutto nel campo della radioprotezione (cfr. capitolo V). Sono invece di competenza 
nazionale le politiche e le strategie intese ad attuare la gestione dei residui radioattivi, 
come pure i metodi e i mezzi atti ad assicurare la sicurezza tecnologica. 
Le prassi di gestione negli Stati membri della Comunità europea presentano quindi 
talune differenze, come si vedrà in seguito. 
19 
PRINCIPI GENERALI* 
CAMPO PRINCIPIO 
Radioprotezione 
a) Sistema di limitazione 
della dose -> GIUSTIFICAZIONE 
-> OTTIMIZZAZIONE DELLA 
PROTEZIONE (ALARA) 
-> LIMITAZIONE DELLA DOSE 
INDIVIDUALE 
b) Sistema di controllo > NOTIFICAZIONE 
> REGISTRAZIONE 
> AUTORIZZAZIONE 
. Problemi etici e sociali 
- Tutela dell'ambiente 
e delle risorse naturali > CONSIDERAZIONE DEL 
PROSSIMO 
> COINVOLGIMENTO DEL 
PUBBLICO 
> CHI INQUINA DEVE PAGARE 
> INDENNIZZO 
(RESPONSABILITÀ' CIVILE) 
> PREVENZIONE DEL DANNO 
> RIPARAZIONE DEL DANNO 
> TUTELA DELLE RISORSE 
NATURALI 
Controlli di sicurezza 
nucleare > PREVENZIONE DEL 
DIROTTAMENTO DI MATERIALI 
NUCLEARI 
in.4 TRATTAMENTO E CONDIZIONAMENTO 
Dopo la raccolta e la cernita, i residui vengono trattati e condizionati. Tali attività sono 
operazioni industriali di trasformazione che servono a dare ai residui una forma e 
composizione adatta alla manipolazione, al deposito ed allo smaltimento. 
Residui a bassa e media attività 
Circa il 92% del volume dei residui radioattivi attualmente prodotti nella Comunità è 
costituito da residui a bassa e media attività (cfr. capitolo II). 
21 "Objectives, Standards and Criteria for radioactive waste disposal in the European Community" -
Relaz. EUR 12570 EN (1989). 
20 
Esistono processi di trattamento e di condizionamento per questi residui ed i relativi 
impianti industriali funzionano con successo dall'inizio degli anni '50. Le relazioni del 
1983 e del 1987 contengono una descrizione generale di questi processi e di questi 
impianti. 
Il trattamento consiste nel preparare i residui, allo stato in cui sono prodotti, in vista del 
condizionamento ed avviene essenzialmente mediante: 
compattazione & incenerimento per i residui solidi; 
evaporazione, scambio ionico e precipitazione chimica seguita da filtrazione per 
i residui acquosi. 
Per i residui solidi si conferma la tendenza, identificata nella relazione del 1987, a 
minimizzare il volume per supercompattazione e per incenerimento. 
La supercompattazione è un metodo semplice (basato sulla tradizionale tecnologia delle 
presse idrauliche), non inquinante ed interessante soprattutto in caso di limitata 
disponibilità di depositi provvisori e/o di siti di smaltimento. 
Ad esempio, grazie all'impiego delle tecniche di super-compattazione, il sito di Drigg 
(Regno Unito) per lo smaltimento dei residui a bassa attività può prolungare la sua 
operatività fino al 2050. Al "Centre de l'Aube" (Francia) per lo smaltimento di residui 
a bassa attività, nel 1992 entrerà in funzione un impianto di supercompattazione di 1000 
tonnellate. Altri impianti analoghi sono stati venduti o sono in programma in numerosi 
Stati membri (Belgio, Repubblica federale di Germania, Francia, Italia, Spagna, Paesi 
Bassi, Regno Unito). 
A volte la supercompattazione viene effettuata in campagne, impiegando unità mobili. 
Impianti fissi di supercompattazione vengono però usati o sono in progetto per 
completare (o sostituire) le unità mobili. Questo è il caso del Belgio dove, entro il 1995, 
entrerà in funzione un grande impianto fisso con le necessarie strutture supplementari 
(deposito temporaneo, trattamento preliminare, cementazione e controllo). Se i residui 
solidi sono già stati selezionati, è possibile ridurre il volume fino ad un fattore 10 (cfr. 
tabella XII). In Italia attualmente si applica la supercompattazione in unità fisse e mobili 
con fattori di riduzione del volume da 3 a 6. 
Con l'incenerimento si possono raggiungere fattori di riduzione del volume decisamente 
più elevati22, previa separazione della parte combustibile dei residui. Tuttavia, i grandi 
dispositivi di incenerimento si stanno sviluppando più lentamente di quelli di 
supercompattazione perchè più costosi e perchè richiedono complessi sistemi 
antipolluzione di lavaggio e filtrazione dei gas combusti nel caso si brucino residui ad 
attività specifica relativamente elevata o eventualmente contaminati da emettitori alfa. 
InoltreTadeguato comportamento a lungo termine delle matrici per inglobare le ceneri 
non è stato ancora dimostrato ed è attualmente oggetto di ricerca(cfr. tabella XIII). 
Infine gli sforzi fatti in questi ultimi anni dai produttori di elettricità nell'educare il 
personale preposto alla gestione dei residui nella centrali nucleari, hanno contribuito 
notevolmente a ridurre la produzione dei residui alla fonte. Ad esempio, in Francia la 
22 
da 20 a 40. 
21 
produzione di residui solidi provenienti dal funzionamento di impianti elettronucleari è 
diminuita in media dell'8% all'anno, passando da 70 m3/TWh nel 1983 a 40 mYTWh nel 
1990. 
Per i residui liquidi recentemente alcuni grandi intallazioni nucleari hanno adottato 
diversi impianti progettati per conseguire fattori di decontaminazione elevati, ad esempio 
l'impianto SIXEP ("Site Ion eXchange Effluent Plant") per la decontaminazione dei 
residui liquidi a bassa attività che è entrato in funzione nel 1985 al centro britannico di 
ritrattamento di Sellafield. Questo impianto di grandi dimensioni utilizza un processo 
basato sullo scambio ionico, grazie al quale la radioattività scaricata in mare è stata 
ridotta a qualche percento di quella riversata negli anni '70. Da diversi anni vengono 
applicati al CEN/SCK di Mol (Belgio) processi di decontaminazione mediante 
flocculazione/ coprecipitazione. Sono in fase di sviluppo altri processi ad alta resa, quali 
l'ultrafiltrazione (processi di separazione a membrane) o processi che impiegano agenti 
complessanti per i radionuclidi più importanti. Questi processi consentiranno di ridurre 
la quantità di fanghi attivi grazie ad una migliore separazione e potrebbero anche 
permettere una diminuzione dell'attività residua negli scarichi. 
Con il condizionamento i residui trattati vengono trasformati in materiali phe presentano 
minore rischio di dispersione dei radionuclidi in essi contenuti, durante le operazioni di 
manipolazione e di trasporto o in caso di contatto con l'acqua o con altri agenti esterni 
dopo lo smaltimento. I residui trattati sono pertanto quasi sempre inglobati in matrici 
che, solidificando, si trasformano in blocchi o in strutture che presentano le 
caratteristiche di sicurezza richieste (buona resistenza meccanica, resistenza al fuoco, 
basso tasso di lisciviazione, buona tenuta a lungo termine, ecc.), con o senza contenitori 
metallici esterni. 
Le matrici più utilizzate nella Comunità sono: 
il cemento, che viene usato dagli anni '50 principalmente per i residui a bassa 
attività; 
il bitume, introdotto tra il 1960 e il 1965 e adoperato da alcuni Stati membri 
(Belgio, Francia, Danimarca); 
i polimeri, di più recente introduzione. 
Sforzi notevoli, ivi compresi i progetti di ricerca della Comunità europea, sono stati fatti 
per migliorare le caratteristiche dei residui solidificati in cemento, per accertare le loro 
prorietà a lungo termine in condizioni di deposito o di smaltimento e per allargare il loro 
campo di applicazione. I risultati ottenuti e la semplicità di funzionamento fanno sì che 
questo tipo di matrice sia attualmente il più diffuso per i residui a bassa e media attività. 
I metodi di trattamento per residui a bassa e media attività sembrano soddisfare, 
nell'insieme, le attuali esigenze dell'industria elettronucleare ed i requisiti di sicurezza 
delle autorità in campo normativo. Anche se applicati da vari decenni, tali processi 
continuano a beneficiare del progresso tecnologico. 
Residui alfa 
L'8% dei residui radioattivi prodotti all'interno della Comunità è costituito da prodotti 
22 
contaminati da radionuclidi longevi, principalmente emettitori alfa, quali plutonio, 
americio e nettunio. Nonostante i notevoli lavori di R&S svolti nell'intento di sviluppare 
migliori tecniche di trattamento e di condizionamento, gran parte di tali residui è tuttora 
in seposito in deposito senza essere trattata, in attesa di criteri definitivi di idoneità per 
lo smaltimento dei residui alfa (ad eccezione di quelli ad alta attività) in formazioni 
geologiche. In assenza di criteri (dovuta alla non disponibilità di impianti di smaltimento 
sotteranei per il futuro immediato), gli attuali programmi dì ricerca sono stati orientati 
verso lo sviluppo di tecniche di decontaminazione ad alto rendimento per degradare i 
residui alfa in altre categorie dal punto di vista della destinazione di deposito finale. In 
altri termini, si è cercato di ridurre il contenuto alfa di taluni tipi di residui in modo da 
renderli conformi ai criteri di idoneità relativi allo smaltimento in prossimità della 
superficie. Sono in fase di sviluppo, a tale riguardo, diverse tecniche di trattamento 
avanzate per residui alfa liquidi e solidi, alcune delle quali hanno raggiunto la fase di 
sperimentazione in attivo in impianto pilota. 
Per i residui alfa che a priori non possono essere riportati ad altre categorie con le 
tecniche attuali, la ricerca si sta orientando verso lo sviluppo di metodi di riduzione del 
volume. A tale riguardo vale la pena citare la tecnica di fusione studiata dal CEN/Valrhô 
(Francia) per le guaine del combustibile esaurito (prototipo industriale inattivo in 
operazione) e l'impianto EARP ("Enhanced Actinide Removal Plant") per il trattamento 
dei residui liquidi a bassa e media attività di Sellafield (Regno Unito), prossimo al 
funzionamento attivo. 
Va infine sottolineato che è possibile realizzare notevoli progressi nella gestione dei 
residui alfa mediante l'applicazione di adeguate tecnologie atte a ridurre i residui alla 
fonte, com'è stato dimostrato di recente dalla Belgonucléaire (Belgio) nell'impianto di 
Dessel per la fabbricazione di combustibili a base di ossidi misti, dove si è registrata una 
riduzione (dell'80%) del contenuto di plutonio e una riduzione (del 10-15%) del volume 
di residui alfa solidi in seguito all'introduzione di una quarta barriera di confinamento 
nella linea di produzione del combustibile. 
Residui ad alta attività 
Tali residui, prodotti durante i processi di ritrattamento, contengono quasi tutta la 
radioattività generata durante il funzionamento delle centrali elettronucleari. Il loro 
condizionamento avviene generalmente nei grandi stabilimenti di vetrificazione in Francia 
e nel Regno Unito (Marcoule, La Hague e Sellafield) che utilizzano una tecnica basata 
sull'impiego di un forno rotante. E' stato inoltre costruito a Dessel (Belgio) un impianto 
dimostrativo di vetrificazione che funziona con un bacino di fusione ceramico; tale 
impianto, dapprima usato per condizionare i residui ad alta attività dell'Eurochemic, 
verrà in seguito utilizzato per vetrificare i residui liquidi ad alta attività, prodotti nel 
passato dal WAKa Karlsruhe (Germania). 
23 
ffl.5 TRASPORTO DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
in.5.1 Disposizioni in materia di trasporto di materiali nucleari in generale 
Il trasporto di materiale radioattivo è stato disciplinato per molti anni dai regolamenti 
dell'Agenzia internazionale per l'energia atomica (AIEA), dei quali tutti gli Stati membri 
della Comunità europea hanno tenuto conto nelle loro disposizioni di legge nazionali. 
Filosofia dei regolamenti e requisiti fondamentali in campo normativo 
Le disposizioni contenute nei regolamenti dell'AIEA tendono essenzialmente ad 
assicurare che il trasporto di materiale radioattivo avvenga nell'osservanza dei quattro 
requisiti fondamentali di sicurezza seguenti: 
a. adeguato contenimento del materiale radioattivo; 
b. adeguato controllo della radiazione emessa dal materiale; 
e. sicurezza della dissipazione del calore generato nel processo di assorbimento della 
radiazione; 
d. prevenzione della criticità in caso di materiale fissile. 
I regolamenti dell'AIEA tengono conto di tutti questi requisiti poiché impongono 
determinati limiti di dose e di rilascio della radioattività per il trasporto in condizioni 
normali e in caso di incidente. Invece di insistere sui controlli, prescrivendo ad esempio 
veicoli e strade speciali, tali regolamenti tendono ad assicurare che la protezione contro 
i rischi connessi con il trasporto di materiale radioattivo sia fornita soprattutto dal suo 
imballaggio, che deve essere studiato in modo da garantire la sicurezza per ciascun tipo 
e per ogni quantità di materiale, nell'ipotesi di un grave incidente durante il trasporto. 
Nei regolamenti vengono specificate le norme di progettazione e prestazioni, che non 
dipendono dai mezzi di trasporto dei colli. 
Qualora la radioattività del contenuto previsto superi i limiti fissati, le norme prevedono 
l'esecuzione di prove atte a dimostrare la capacità di resistere alle condizioni di trasporto, 
ivi compresi gli incidenti, e richiedono una valutazione indipendente nonché un certificato 
di idoneità rilasciato dall'autorità competente. I regolamenti richiedono inoltre che le 
autorità competenti prevedano adeguate misure di risposta all'emergenza da applicare 
in caso di incidente durante il trasporto. 
II principale responsabile della sicurezza è colui che consegna il materiale radioattivo, il 
quale si impegna a dichiarare, nei documenti di trasporto, che il materiale è stato 
imballato e contrassegnato conformemente ai regolamenti in vigore; la responsabilità 
della sicurezza del trasporto ricade in tal modo sulla persona che in generale conosce più 
a fondo i pericoli presentati dal materiale radioattivo e che dispone dei mezzi per 
affrontarli. La responsabilità del trasportatore è molto minore; egli deve prendere 
adeguate precauzioni per proteggere il personale e la popolazione lungo il percorso, 
assicurando, ad esempio, che il carico sia sistemato in modo corretto. 
I regolamenti prevedono inoltre severe misure di garanzia della qualità, al fine di evitare 
eventuali deviazioni involontarie dalle condizioni di sicurezza, nonché adeguate 
disposizioni di risposta all'emergenza, intese ad alleviare le conseguenze di incidenti di 
vario grado. L'efficacia e la vasta portata del sistema normativo raccomandato dall'AIEA 
hanno contribuito notevolmente alla sua globale applicazione. 
24 
m.5.2 Trasporto di residui radioattivi in pratica 
Trasporto di residui radioattivi ed aspetti normativi 
Benché la maggior parte dei residui radioattivi vengano trasportati allo stato solido, in 
alcuni paesi della Comunità europea vengono trasportati anche residui liquidi in speciali 
contenitori adeguatamente protetti. 
Il trasporto avviene generalmente dal centro di produzione al deposito centrale o 
all'impianto di smaltimento. La frequenza del trasporto varia da paese a paese. Ad 
esempio, in Belgio sono state effettuate 200 spedizioni di rifiuti non condizionati nel 
periodo 1989-1990 e 115 spedizioni di residui condizionati nel 1990, la maggior parte 
delle quali da impianti elettronucleari al deposito Belgoprocess. Il trasporto dei residui 
radioattivi negli Stati membri della Comunità si è sempre svolto in modo del tutto 
soddisfacente, grazie alle competenze tecnologiche in questo campo. 
Il trasporto dei residui radioattivi, come quello di tutte le altre categorie di materiale 
radioattivo, è disciplinato dai provvedimenti e dai regolamenti descritti in precedenza. 
Per quanto riguarda la Comunità europea, il trasporto delle sostanze radioattive rientra 
nel campo di applicazione dell'articolo 2 del trattato Euratom23. Tuttavia, la 
corrispondente direttiva sulle norme di sicurezza uniformi (articolo 30) contiene soltanto 
requisiti generici applicabili a qualsiasi attività che comporti un rischio dovuto a 
radiazioni ionizzanti. 
Spedizioni di residui radioattivi oltre frontiera 
Nel gennaio 1988 sono state formulate diverse asserzioni in merito al movimento di 
residui radioattivi, in particolare tra il Belgio e la Repubblica federale di Germania, alle 
quali la CCE ha risposto che le disposizioni fisiche esaminate per il trasporto di residui 
a bassa e media attività sono state giudicate conformi ai relativi requisiti dell'AIEA e 
sufficientemente sicure in ogni evenienza. Tuttavia è apparso che il controllo del 
movimento dei rifiuti da parte delle autorità competenti in campo normativo deve essere 
migliorato in alcuni casi. 
Il 1° dicembre 1989, su richiesta del Parlamento europeo, la CCE ha presentato al 
Consiglio dei ministri una proposta di direttiva24 che aggiunge la spedizione di residui 
radioattivi alle attività per le quali è richiesta un'autorizzazione preventiva e stabilisce un 
sistema comune di notifica e di consegna, inteso ad evitare che le autorità nazionali 
competenti rischino di perdere il controllo dei residui radioattivi. Tale direttiva è stata 
adottata dal Consiglio il 3 febbraio 1992. 
23 
L'articolo 2 (b) prevede che la Comunità deve stabilire norme di sicurezza uniformi per la 
protezione sanitaria della popolazione e dei lavoratori e vigilare sulla loro applicazione. 
24 
G.U. n. C5/7 del 10 gennaio 1990. 
25 
Il movimento internazionale di residui radioattivi è stato trattato anche a livello 
comunitario. La quarta convenzione ACP-CEE25, siglata il 15 dicembre 1989 a Lomé, 
tratta dei movimenti internazionali di residui pericolosi e di residui radioattivi e prevede, 
tra l'altro, che "la Comunità vieti qualsiasi esportazione diretta o indiretta di residui 
pericolosi e di residui radioattivi a destinazione dei 68 Stati ACP e che questi ultimi 
vietino l'importazione diretta o indiretta sul proprio territorio di tali residui provenienti 
dalla Comunità o da qualsiasi altro paese. Le presenti disposizioni non ostano a che uno 
Stato membro, verso il quale siano stati esportati residui da trattare da parte di uno Stato 
ACP, rinvii a quest'ultimo i residui trattati." 
Tale problema è stato trattato anche a livello mondiale; nel 1990 è stato approvato dai 
112 paesi membri dell'AIEA un codice di buona prassi dell'AIEA sul movimento 
transfrontaliero internazionale dei residui radioattivi; seppure giuridicamente non 
vincolante, tale codice conferma il pieno diritto di tutti gli Stati di vietare che residui 
radioattivi entrino nel proprio territorio, ne escano o lo attraversino e richiede che i 
movimenti transfrontalieri di tali residui avvengano nel rispetto di norme di sicurezza 
approvate a livello internazionale, delle leggi e dei regolamenti nazionali in materia, 
previa notifica e accordo dei paesi mittenti, riceventi e di transito. 
m.6 DEPOSITO E SMALTIMENTO DEI RESIDUI RADIOATTIVI E DEL 
COMBUSTIBILE ESAURITO 
m.6.1 Introduzione 
La situazione relativa alle operazioni di smaltimento, che costituiscono la fase finale e 
lo stadio più importante di tutti i sistemi di gestione dei residui radioattivi, non è mutata 
in modo considerevole dal 1987. La moratoria relativa all'immersione di residui 
radioattivi26 è ancora in vigore e pertanto non viene praticato l'affondamento 
nell'oceano. E' entrato in funzione un solo impianto di smaltimento terrestre, il "Centre 
de l'Aube" (che dovrebbe progressivamente sostituire il "Centre de la Manche" quasi 
colmo) esclusivamente per residui a bassa e media attività (Francia). E' in fase di 
costruzione a "El Cabril" in Spagna un altro deposito in prossimità della superficie, che 
entrerà in funzione all'inizio del 1992. Nella precedente relazione sono state esposte 
diverse considerazioni, sono stati illustrati i principi generali su cui si basa la selezione 
degli impianti di deposito temporaneo e di smaltimento e sono state descritti alcuni 
impianti in funzione. Tali punti non vengono pertanto ripetuti nella presente relazione. 
Va notato, tuttavia, che le preoccupazioni della popolazione nei confronti dell'industria 
nucleare in generale, già evidenti nel 1987, hanno continuato a manifestarsi negli ultimi 
anni provocando forti opposizioni locali contro l'installazione di impianti per lo 
smaltimento dei residui radioattivi. Ne è risultata una moltiplicazione di azioni legali e 
25 
Paesi dell'Africa, dei Caraibi e del Pacifico. 
26 
Tale moratoria è stata volontariamente approvata nel 1983 dalle parti della Convenzione sulla 
prevenzione dell'inquinamento marino provocato dall'affondamento di residui e di altri materiali 
(convenzione di Londra) ed è tuttora in vigore in attesa del completamento di diversi studi, 
previsto per il 1993. 
26 
di moratorie che hanno ritardato notevolmente la costruzione e/o la messa in funzione 
di depositi di residui radioattivi o di impianti sotterranei sperimentali o pilota. In taluni 
casi (ad es. nei Paesi Bassi) è stata persino ritardata l'apertura di un impianto centrale 
di deposito temporaneo, a causa dell'opposizione della popolazione. 
Una delle conseguenze di tale situazione, seppure in misura diversa nei vari Stati 
membri, è l'aumento del deposito sul posto di combustibili esauriti o di residui radioattivi. 
Ciò ha anche contribuito allo sviluppo di tecniche di riduzione del volume ad alto 
rendimento (incenerimento, supercompattazione, ecc.) per risparmiare spazio 
d'immagazzinamento. 
Altre conseguenze sono un maggiore impegno per migliorare l'informazione del pubblico 
in merito ai rischi connessi con i siti di smaltimento, altri lavori per aumentare la 
sicurezza come pure la qualità della documentazione sulla sicurezza dei depositi nonché 
10 studio di strategie di gestione avanzate che consentano di ridurre l'inventario dei 
radionuclidi a vita lunga da smaltire in futuro (cfr. capitolo III.2.2). 
Va infine notato che nella maggior parte degli Stati membri si è considerato con 
crescente interesse lo smaltimento diretto dei combustibili esauriti, soprattutto dei tipi 
non standard. 
m.6.2 Deposito temporaneo 
m.6.2.1 Colli di residui radioattivi a bassa e media attività 
11 deposito di tali colli può avvenire sul luogo stesso di produzione o in un impianto 
centralizzato. Entrambi i metodi sono applicati all'interno della Comunità europea. Come 
appare dalla tabella XIV, gli Stati membri in cui l'energia nucleare non è molto 
sviluppata sembrano preferire il deposito temporaneo centralizzato. 
Spagna 
Il deposito centralizzato di "El Cabril" è composto di moduli che alla fine del 1990 hanno 
ricevuto circa 2900 m3 di residui condizionati, principalmente sotto forma di colli spediti 
da piccoli produttori e dal CIEMAT. I colli di residui provenienti da alcune centrali 
elettronucleari vengono immagazzinati sin dal 1988. Circa 12000 m3 sono tuttora in 
deposito sui siti dei reattori. 
Paesi Bassi 
Sin dal 1984 il governo ha adottato la soluzione di un deposito temporaneo centralizzato 
a lungo termine (100 anni) per tutti i tipi di residui radioattivi. E' stato quindi costruito 
dalla COVRA un impianto provvisorio a Petten ed in seguito vicino a Borsele. A causa 
dell'opposizione locale, tuttavia, le operazioni di deposito a Borsele hanno subito un 
certo ritardo e sono state avviate verso la fine del 1991, grazie alla decisione favorevole 
del Consiglio di Stato. 
Belgio 
I residui di ogni tipo (provenienti da centrali elettronucleari, dalla fabbricazione di 
combustibile a base di ossidi misti, dal settore sanitario, ecc.) vengono raccolti nel 
deposito centralizzato di Mol/Dessel, dove si trovano attualmente 8300 m3 di residui a 
bassa attività. Quelli a media attività condizionati (2750 m3), derivanti dal ritrattamento 
27 
del combustibile esaurito presso l'EUROCHEMIC, vengono raccolti in una costruzione 
chiamata "Eurostorage". Il rimanente spazio disponibile (oltre 1000 m3) è ora adibito al 
deposito dei residui a media attività derivanti dal funzionamento dei reattori. 
E' in costruzione a Dessel un altro impianto per il deposito temporaneo riservato ai 
residui da operazioni di ritrattamento all'estero. Questo deposito dovrebbe entrare in 
funzione nel 1993. 
Regno Unito 
Ad eccezione dei residui solidi a bassa attività che rispondono ai criteri d'idoneità stabiliti 
per il sito di smaltimento a bassa profondità della BNFL a Drigg, i residui di ogni tipo 
sono attualmente accumilati sul posto. E' però in programma un impianto di smaltimento 
in formazioni geologiche profonde per residui a bassa e media attività. 
Francia 
Data l'esistenza di due siti di smaltimento a bassa profondità per residui a bassa e media 
profondità ("Centre de la Manche" e "Centre de l'Aube"), il deposito temporaneo 
riguarda soprattutto i residui alfa e quelli a bassa e media attività provenienti da piccoli 
produttori, che devono ancora essere sottoposti a decadimento e cernita prima di essere 
rilasciati o trattati. Per questi ultimi sono disponibili due impianti centralizzati di deposito 
temporaneo. (CEN/Saclay e Tricastin). 
Repubblica federale di Germania 
In attesa della disponibilità della miniera di Konrad o della riapertura del deposito di 
Morsleben, vengono utilizzati impianti di deposito temporaneo per residui a bassa e 
media attività in diversi siti. I colli di residui provenienti da reattori sono conservati in 
parte sul posto e in parte nei depositi di Gorleben e di Mitterteich. Gli impianti attuali 
sono sufficienti per i prossimi anni. 
Italia 
Tutti i residui radioattivi prodotti in passato durante il funzionamento degli impianti 
nucleari sono in deposito sul posto. 
Danimarca, Portogallo e Grecia 
Il deposito temporaneo avviene in impianti centralizzati (Riso, Sacavém e Demokritos). 
m.6.2.2 Residui ad alta attività vetrificati 
Dalla pubblicazione della relazione del 1987 la capacità di ritrattamento dei combustibili 
dei reattori ad acqua leggera all'interno della Comunità europea è aumentata di circa 
1000 t/anno (soprattutto grazie al funzionamento dell'UP2 400 a capacità normale e 
all'impianto di ritrattamento UP3 aperto di recente a La Hague in Francia). Attualmente 
viene quindi prodotta ed immagazzinata una quantità proporzionalmente maggiore di 
residui ad alta attività vetrificati, che contengono la maggior parte dei prodotti di fissione 
e dei radionuclidi longevi (cfr. tabella Vili). 
Al fine di permettere che avvenga la dissipazione di gran parte del calore ed il 
decadimento di gran parte dei radionuclidi, questi residui devono rimanere in deposito 
per diversi decenni sul posto (ad es. a Sellafield nel Regno Unito, a Dessel in Belgio, a 
La Hague e a Marcoule in Francia) o in opportuni impianti situati negli Stati membri a 
28 
cui appartengono i combustibili esauriti anche se ritrattati all'estero (cfr. tabella XV). 
Nella maggior parte dei casi, il deposito temporaneo dei residui ad alta attività vetrificati 
avviene mediante collocamento dei blocchi di vetro in doppi tubi di acciaio, raffreddati 
per circolazione naturale dell'aria. 
I depositi sono di tipo modulare in modo da poter essere aggranditi in funzione delle 
necessità future. 
m.6.2.3 Combustibili esauriti 
In generale, le politiche degli Stati membri in materia di gestione dei combustibili esauriti 
non sono cambiate notevolmente dal 1987, in quanto nessun altro paese si è affiancato 
alla Spagna ed alla Repubblica federale di Germania che hanno adottato la soluzione di 
smaltire senza ritrattamento la maggior parte dei combustibili esauriti, o determinate 
categorie di essi. Inoltre non si è diffuso maggiormente il ritrattamento precoce dei 
combustibili esauriti. Diversi paesi hanno optato per la soluzione di attesa, ossia per il 
deposito di alcuni decenni almeno. 
II deposito temporaneo dei combustibili esauriti avviene in piscine sul sito del reattore 
per diversi mesi o per diversi anni, in modo da consentire che il combustibile si raffreddi 
prima che venga trasportato in un altro deposito. 
Tuttavia, i combustibili Magnox (prodotti nel Regno Unito), a causa del particolare tipo 
di guaina e dell'uranio metallico, non possono essere immagazzinati per più di tre anni, 
pur applicando un adeguato sistema di controllo delle condizioni di conservazione 
(chimica dell'acqua della piscina e fisica del contenimento); passato tale periodo, essi 
possono essere conservati a secco. 
Il deposito a secco dei combustibili esauriti provenienti da reattori ad acqua leggera trova 
crescente interesse soprattutto per lunghi periodi di deposito temporaneo (superiori ad 
alcuni decenni). Nel Regno Unito sono previste talune applicazioni di tale sistema per 
combustibili avanzati provenienti da reattori raffreddati a gas27. 
Anche la Repubblica federale di Germania si sta interessando a tale sistema di deposito 
temporaneo. Tuttavia, a causa deil'opposizione della popolazione locale e delle azioni 
legali intraprese, negli impianti costruiti a Gorleben e ad Ahaus non vengono ancora 
depositati combustibili esauriti. 
In Spagna è stato avviato il procedimento di progettazione ed autorizzazione per speciali 
contenitori metallici a doppio uso (deposito/trasporto), che potrebbero essere impiegati 
per il deposito temporaneo dei combustibili esauriti tanto sul sito del reattore quanto 
altrove. 
Nella tabella XVI sono riportate le capacità totali di deposito (sul posto ed in impianti 
centralizzati) per i combustibili esauriti all'interno degli Stati membri. 
27 
I combustibili Magnox del Wylfa sono già conservati in ambiente gassoso. 
29 
ni.6.3 Smaltimento dei residui radioattivi 
m.6.3.1 Depositi in prossimità della superficie 
Francia 
In questo campo si sono verificati notevoli cambiamenti dal 1987. 
In vista della graduale chiusura del "Centre de la Manche" in cui sarà stato riversato circa 
mezzo milione di m3 di residui radioattivi contenenti radionuclidi a vita breve, è stato 
costruito un altro impianto di smaltimento per lo stesso tipo di residui radioattivi. Tale 
sito, chiamato "Centre de l'Aube", è entrato in funzione all'inizio del 1992 e dovrebbe 
contenere circa 1 milione di m3 di residui radioattivi. 
Spagna 
In Spagna è in corso un progetto analogo presso l'impianto di "El Cabril", dove la 
costruzione di un deposito in prossimità della superficie si trova in fase avanzata. Tra le 
caratteristiche originali di tale impianto figura la possibilità di ricuperare i colli dei 
residui, in caso di necessità. La sua capacità sarà di circa 50000 m3 di residui radioattivi 
e la sua apertura è prevista per la metà del 1992. 
Regno Unito 
Dal 1987 l'impianto di smaltimento di Drigg ha continuato ad accogliere colli di residui 
radioattivi a bassa attività. E' opportuno segnalare che nel 1988 sono stati fissati nuovi 
limiti di attività specifica per i singoli rifiuti (4 GBq alfa/t e 12 GBq beta-gamma/t) e per 
le quantità totali annue dei gruppi di radionuclidi smaltiti sul sito. L'impianto di Drigg 
è stato inoltre migliorato, nel senso che le trincee sono state sostituite da un sistema di 
camere di cemento inteso ad aumentare la sicurezza generale dello smaltimento. La 
prima camera è stata aperta nel gennaio 1989. 
Va infine osservato che le ricerche di nuovi siti di smaltimento in prossimità della 
superficie per residui radioattivi a bassa attività sono state interrotte nel 1987 in base ad 
una decisione governativa che stabilisce che, una volta riempito l'impianto di Drigg, i 
residui a bassa attività saranno smaltiti in un deposito a grande profondità insieme con 
quelli a media attività e con quelli alfa. 
Belgio 
Sono all'esame diversi sistemi di smaltimento in prossimità della superficie per residui a 
bassa attività condizionati; si prevede che una decisione in merito sarà presa non prima 
della fine del 1992 per permettere di aprire l'impianto entro l'inizio del secolo prossimo. 
Si sta studiando la concezione di base del prossimo impianto, ivi compresi i limiti 
preliminari da imporre ai parametri dei residui. 
In base ad una valutazione di sicurezza preliminare potrebbe essere effettuata una prima 
scelta del sito su cui, previa approvazione del rapporto sulla sicurezza da parte delle 
autorità competenti, verrà costruito l'impianto che entrerà in funzione verso la fine del 
secolo. 
IIL6.3.2 Depositi geologici in profondità 
Si possono distinguere due tipi principali di depositi di questo tipo: quelli destinati allo 
smaltimento di residui che non emanano calore e quelli destinati a tutte le categorie di 
residui, ivi compresi i residui ad alta attività vetrificati e i combustibili esauriti. Nessun 
30 
deposito a grande profondità è attualmente in funzione nella Comunità europea, ma si 
prevede che entro l'inizio del prossimo secolo possano essere aperti o riaperti dei 
depositi in alcune miniere fuori uso (nella Repubblica federale di Germania) per residui 
non emananti calore, a condizione che problemi di natura politica non ritardino 
ulteriormente il rilascio delle autorizzazioni. Stanno comunque avanzando le ricerche 
relative allo scavo di depositi in formazioni geologiche profonde (duomi salini, formazioni 
argillose, scistose e granitiche), nell'ambito dei lavori condotti in laboratori sotterranei, 
che dovrebbero durare ancora per diversi lustri. Vale la pena sottolineare che, sotto la 
sponsorizzazione della Commissione delle Comunità europee, si è instaurato un clima di 
stretta e fruttuosa collaborazione tra i centri incaricati del funzionamento dei laboratori 
sotterranei e che il programma di R&S della Commissione sostiene finanziariamente la 
ricerca negli impianti pilota sotterranei. 
Qui di seguito viene illustrata la situazione attuale nei singoli Stati membri in merito alla 
costruzione di depositi a grande profondità. 
Repubblica federale di Germania 
A causa di una serie di azioni legali intraprese dal governo della Bassa Sassonia, il corso 
della procedura amministrativa per l'apertura del deposito della miniera di Konrad ha 
subito notevoli ritardi. La procedura legale ("Planfeststellungsverfahren") si trova 
attualmente nella fase di studio delle osservazioni e delle domande inviate a seguito della 
presentazione al pubblico dei documenti relativi al progetto (dal 16 maggio al 15 luglio 
1991). La discussione pubblica su tutti gli argomenti si terrà probabilmente nel 1992. Si 
prevede pertanto che tale deposito in profondità per residui non emananti calore non 
sarà aperto prima della metà degli anni '90. La capacità della miniera di Konrad è di 
circa 1 milione di m3 di colli di residui radioattivi. Questo impianto comprende sei settori 
diversi, ciascuno dei quali è suddiviso in varie camere con sezione trasversale di 40 m2 
e lunghezza sino a 1000 m. 
Per il sito di Gorleben, che dovrebbe ricevere ogni tipo di residuo, compreso quello 
emanante calore, sono pressoché terminate le ricerche in superficie, mentre è in corso 
l'esplorazione sotterranea del duomo di sale. Due pozzi d'accesso sono in costruzione. 
Le esplorazioni sotterranee dovrebbero concludersi verso la fine del secolo insieme con 
una valutazione generale delle prestazioni di tale duomo dal punto di vista dello 
smaltimento dei residui radioattivi. La messa in funzione dell'impianto è prevista intorno 
al 2008, a meno che non si verifichino ulteriori ritardi nel rilascio delle autorizzazioni a 
causa di problemi di ordine politico, come nel caso della miniera di Konrad. 
L'ex miniera di sale di Morsleben, adibita in passato a deposito in profondità per residui 
a bassa e media attività da parte dell'ex Repubblica Democratica Tedesca (che vi aveva 
depositato 14300 m3 di residui radioattivi solidi e liquidi nonché 5800 sorgenti radioattive) 
è stata chiusa a seguito di una decisione della Corte di Giustizia di Magdeburgo adottata 
nel 1991. Inoltre il Ministero competente della Germania Federale ha ordinato l'arresto 
di qualsiasi altra operazione di smaltimento in attesa di una raccomandazione positiva 
della commissione per la sicurezza dei reattori. 
Va ricordato infine che, a sostegno delle ricerche sperimentali in corso a Gorleben, si sta 
attuando nella miniera di sale di Asse un importante programma di R&S che comprende: 
lo sviluppo e il collaudo delle tecniche di collocamento per colli di residui a bassa 
e media attività (contenenti residui di dissoluzione, spezzoni di guaine e loro 
31 
estremità) e per elementi di combustibile esaurito provenienti da reattori ad alta 
temperatura (progetto MAW); 
prove per lo smaltimento di 30 blocchi di vetro simulanti residui ad alta attività 
con aggiunta di quantità note di cesio e di stronzio come traccianti: in ritardo di 
cinque anni a causa di problemi di autorizzazione (progetto HAW); 
un esperimento dimostrativo per lo smaltimento diretto di elementi di 
combustibile esaurito (test TSS); 
lo sviluppo di una barriera artificiale a più componenti da usare nelle gallerie. 
Belgio 
La costruzione e l'utilizzazione di un laboratorio sotterraneo (lunghezza della galleria di 
prova: 67 m; diametro interno: 3,5 m) nella formazione argillosa situata a 225 m di 
profondità sotto il sito di Mol è in corso dal 1984 (progetto HADES). Tale progetto ha 
dato vita a diverse ricerche soprattutto nei seguenti settori: 
monitoraggio della sollecitazione a lungo termine indotta dal rivestimento interno 
di una galleria di deposito; 
progetto CERBERUS ("Control Experiment with Radiation for the Belgian 
Repository), che consiste nel monitorare la risposta in situ della massa di argilla 
all'azione combinata del calore e della radiazione in condizioni controllate ; 
test di riscaldamento (esclusivamente mediante riscaldatori elettrici) intesi a 
determinare gli effetti delle fonti di calore sull'argilla circostante e sui materiali 
di riempimento all'interno di una galleria di deposito (progetti PRACLAY e 
CACTUS). 
Nel 1989 l'ONDRAF/NIRAS ha pubblicato la relazione SAFIR ("Safety Assessment and 
Feasibility Interim Report") sulle caratteristiche dell'argilla di Boom in relazione allo 
smaltimento di isotopi ad alta attività e/o a lunga vita. La relazione è stata approvata da 
una commissione di valutazione che ha pubblicato talune raccomandazioni nel settore 
esaminato. E' stato definito il programma di ricerca con l'obiettivo di una relazione 
PSAR ("Preliminary Safety Analysis Report") nel 1997. Dopo la fase dedicata alla 
dimostrazione della fattibilità, sarà necessario scegliere il sito definitivo. Si prevede che 
lo smaltimento dei primi residui a piena attività non avverrà prima del 2030. 
Francia 
Nel 1987 sono state avviate le ricerche preliminari in situ in quattro siti, nell'intento di 
trovare una formazione geologica adeguata per lo smaltimento di residui radioattivi a vita 
lunga. 
Sono state svolte prove di trivellazione a scopo di calibrazione sismica e di indagine 
idrologica in una formazione argillosa (nel dipartimento dell'Aisne), mentre il lancio di 
una nuova campagna di prove di trivellazione in una formazione scistosa (nel 
dipartimento Maine-et-Loire) ha sollevato una decisa opposizione locale, che ha indotto 
il primo ministro a richiedere una moratoria in merito ai lavori sul posto nell'attesa che 
venisse discussa ed approvata in Parlamento una legge riguardante lo smaltimento dei 
32 
residui radioattivi. Tale legge, che è stata approvata dal Parlamento alla fine del 1991, 
prevede tra l'altro che saranno costruiti in Francia diversi laboratori sotterranei e che non 
sarà presa alcuna decisione definitiva in merito all'ubicazione del deposito a grande 
profondità prima che venga terminata la valutazione completa delle prestazioni nei vari 
laboratori (non oltre il 2007). 
Anche se non direttamente connesso con le indagini in situ, alla fine del 1990 è stato 
lanciato un programma di ricerca in-situ nel sud della Francia sotto il tunnel di 
Tournemire, lungo 1885m, che attraversa una spessa formazione argillosa (ricoperta da 
strati di calcare dello spessore di 270 m) con caratteristiche geotecniche ed idrologiche 
corrispondenti a quelle di un deposito a grande profondità. 
Regno Unito 
La UK NIREX Ltd. sta studiando le possibilità di sviluppo di un impianto sotterraneo 
a grande profondità per residui a bassa e media attività. A tale scopo, sono state svolte 
a Sellafield e a Dounreay ricerche geologiche comprendenti prove di trivellazione e 
indagini geofisiche. Entrambi i siti hanno rivelato la presenza di formazioni rocciose 
appropriate, ma è stato scelto il sito di Sellafield per lo svolgimento di approfondite 
ricerche e misurazioni sotterranee durante la fase di scavo. Il deposito sarà costituito da 
una serie di caverne scavate nella roccia profonda, la cui costruzione avverrà in fasi 
successive e continuerà durante il periodo operativo. L'ubicazione preferita è quella 
prossima al centro di ritrattamento di Sellafield. 
In base all'attuale programma (previa concessione dei necessari permessi e 
autorizzazioni), la costruzione di un deposito in profondità per residui a bassa e media 
attività dovrebbe iniziare alla fine degli anni '90, in vista di una probabile messa in 
funzione intorno al 2005. 
Per quanto riguarda lo smaltimento dei residui ad alta attività, il Ministero dell'Ambiente 
mantiene le proprie istruzioni di osservare con attenzione le ricerche in corso all'estero. 
Per questo tipo di residui non è stato ancora scelto alcun luogo né alcun criterio. 
Spagna 
Per lo smaltimento dei combustibili esauriti provenienti da reattori ad acqua leggera e 
dei residui ad alta attività vetrificati nonché dei colli di residui non rispondenti ai criteri 
di idoneità per il sito di "El Cabril", sono in corso dal 1986 indagini preliminari intese ad 
individuare potenziali depositi in profondità. 
Nel 1990 sono inoltre stati avviati alcuni progetti riguardanti la concezione preliminare 
di un deposito in profondità in formazioni geologiche di sale e di granito. Un progetto 
analogo per l'argilla è previsto per il futuro. Lo scopo principale di tali iniziative è di 
raccogliere risultati sufficienti per selezionare criteri di riferimento nonché dati importanti 
per il processo di ubicazione e per il relativo programma di R&S. L'apertura del deposito 
geologico non è prevista prima del secondo decennio del 2000. 
33 
Paesi Bassi 
Benché la politica dei Paesi Bassi sia basata sul deposito temporaneo a lungo termine 
(per 100 anni) dei residui radioattivi di ogni tipo (cfr. paragrafo III.6.2.1), è tuttora in 
corso il programma di ricerca dell'OPLA sulle possibilità di deposito definitivo in 
formazioni saline; dato il suo carattere generico, tale programma non comprende ancora 
l'identificazione di potenziali siti per depositi in profondità. Prima della metà degli anni 
'90 non si prevedono ricerche preliminari in situ in prossimità di siti (compresi 
rilevamenti sismici e altre ricerche non distruttive in situ nonché trivellazioni 
geoidrologiche). 
Italia, Portogallo, Grecia, Irlanda e Danimarca 
Dal 1987 non si sono verificati ulteriori sviluppi in merito allo smaltimento dei residui 
radioattivi. 
34 
CAPITOLO IV 
STO IRFZZA NI IO FARE NEI J A GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
IV.l ATnVTTA' PRIMA DELLO SMALTIMENTO 
La sicurezza nucleare deve essere garantita per tutte le attività umane riguardanti lo 
spostamento di materiale radioattivo nonché la costruzione, il funzionamento e la 
chiusura di impianti nucleari, ivi compresa la gestione dei residui radioattivi in tutte le 
sue fasi. 
Agli stabilimenti e agli impianti per il trattamento e il condizionamento dei residui 
radioattivi vengono applicati gli stessi requisiti generali di sicurezza in vigore per gli altri 
impianti nucleari; vale tuttavia la pena sottolineare tre sviluppi importanti in tale campo: 
riduzione dell'impatto sull'ambiente, grazie a nuovi impianti di trattamento che 
hanno permesso di ridurre notevolmente il rilascio di radioattività nell'ambiente; 
ad esempio, i risultati ottenuti a Sellafield (Regno Unito) e il programma in corso 
a la Hague (Francia); 
continuo sviluppo di tecnologie e di processi intesi alla caratterizzazione, al 
controllo di qualità, all'identificazione e alla ricerca di forme o colli di residui 
prodotti dall'impianto; anche se non riguarda direttamente la sicurezza degli 
impianti, questo rappresenta un notevole contributo alla sicurezza delle operazioni 
successive nel processo di gestione dei residui (ossia: trasporto, deposito, 
smaltimento); 
costante diminuzione dell'esposizione professionale in tutte le operazioni che 
rientrano nella gestione dei residui radioattivi (cernita dei residui, trattamento, 
condizionamento, manipolazione dei colli, ecc.). 
La situazione relativa al trasporto dei residui radioattivi è stata illustrata in precedenza 
(cfr. paragrafo III.5). Gli ultimi sviluppi in campo normativo, i risultati tecnologici 
soprattutto in materia di trasporto di combustibili esauriti e la grande esperienza 
acquisita consentono di affermare che la sicurezza in questo settore è decisamente sotto 
controllo. 
Per quanto riguarda il deposito, la sicurezza dei nuovi impianti, come quello di Borsele 
(Paesi Bassi), quello di "El Cabril" (Spagna) e quello di Dessel (Belgio), è garantita da 
sistemi atti a minimizzare il rischio di inondazione, d'incendio, ecc.. In caso di deposito 
di residui emananti calore, come quelli ad alta attività vetrificati, viene applicato un 
adeguata^tema^di^raflFeddamento inteso a minimizzare il rischio di guasti meccanici; 
ad esempio, i sistemi passivi adottati per l'impianto di Marcoule hanno dato buoni 
risultati negli ultimi vent'anni e per l'impianto di La Hague (Francia) è stato scelto il 
sistema a convezione forzata. 
35 
rV.2 SMALTIMENTO 
IV.2.1 Smaltimento in prossimità della superficie 
Per ragioni di sicurezza questo sistema viene limitato ai residui a bassa e media attività 
(cfr. paragrafo II.2); in taluni paesi esso è stato attuato fin dai primi tempi dell'energia 
nucleare. 
All'inizio venivano seppelliti in trincee poco profonde anche residui non condizionati/non 
imballati. Attualmente questo metodo è considerato inadeguato. 
Grazie al progresso della tecnologia e dell'ingegneria, a livello tanto teorico quanto 
pratico, si sono potuti studiare e/o applicare metodi più avanzati. Il concetto di 
smaltimento in prossimità della superficie in strutture artificiali, dimostrato per la prima 
volta in Francia ("Centre de la Manche") all'inizio degli anni '70 per residui a bassa 
attività e a vita breve, è attualmente incluso nelle strategie di gestione dei residui 
radioattivi di tutti i paesi che applicano o prevedono di applicare sistemi di smaltimento 
in prossimità della superficie. 
D principio su cui poggia tale sistema è quello di isolare i residui dall'ambiente umano 
in condizioni controllate per un periodo di tempo sufficiente ad assicurare il decadimento 
radioattivo naturale prima di riportare il sito in condizioni di accesso incondizionato. 
In realtà tale principio è applicabile soltanto se la durata del periodo di controllo ufficiale 
(periodo di funzionamento dell'impianto più periodo post-chiusura) è accettabile su scala 
umana, ossia alcune centinaia di anni al massimo. 
L'applicazione di tale principio fa affidamento sull'impiego di un sistema di barriere 
multiple tra radioattività e ambiente umano, che in generale è costituito dai seguenti 
componenti principali: 
l'imballaggio dei residui, ivi comprese le proprietà fisico-chimiche dei residui, le 
caratteristiche dell'eventuale matrice di condizionamento e le proprietà del 
recipiente; 
il deposito, ossia le strutture costruite nell'impianto al fine di proteggere i residui: 
coperchio, strato di cemento, altre strutture di cemento, ecc.; 
la struttura geologica del sito. 
L'efficienza di queste tre barriere assicura il contenimento della radioattività in condizioni 
di funzionamento normale e nella fase di post-chiusura e garantisce che le conseguenze 
di un qualsiasi incidente ragionevolmente prevedibile siano ad un livello sufficientemente 
basso. 
Negli ultimi anni diversi organi di sicurezza a livello nazionale hanno approvato la pratica 
dello smaltimento in prossimità della superficie in strutture artificiali per residui a bassa 
e media attività. 
36 
All'interno della Comunità europea28 questo vale per i seguenti impianti: 
a) impianto di Drigg (Regno Unito), a seguito del riesame dell'autorizzazione 
effettuato dal ministero competente nel 1987; 
b) impianto di Dounreay (Regno Unito), che è stato impiegato quasi esclusivamente 
per residui a bassa attività prodotti sul sito di Dounreay; 
e) "Centre de la Manche" (Francia) per il deposito di residui a bassa e media attività, 
in seguito al suo riesame del 1971; 
d) nuovo impianto del "Centre de l'Aube" (Francia) per il deposito di residui a bassa 
e media attività, che ha ottenuto dalle autorità di sicurezza francesi 
l'autorizzazione per la messa in funzione nel dicembre 1991; 
e) nuovo impianto di "El Cabril" (Spagna) per il deposito di residui a bassa e media 
attività, che ha ottenuto il permesso di costruzione dagli organi di sicurezza 
spagnoli all'inizio del 1990 e che dovrebbe ottenere l'autorizzazione per la messa 
in funzione nella primavera del 1992. 
Questo sistema è inoltre allo studio in Belgio (cfr. paragrafo III.6.3.1) 
IV.2.2 Smaltimento in formazioni geologiche profonde 
A differenza delle barriere artificiali che difficilmente possono rimanere inalterate per 
periodi superiori ad alcuni secoli, talune formazioni geologiche (ad es. argillose, saline 
e granitiche) sono stabili per diversi milioni di anni, offrendo pertanto una soluzione 
sicura a lungo termine per lo smaltimento dei residui radioattivi contenenti radionuclidi 
longevi. Tale sistema è stato dunque sviluppato in tutto il mondo per lo smaltimento dei 
residui alfa e dei residui ad alta attività. 
La sicurezza dello smaltimento di tali residui, soprattutto dal punto di vista della tutela 
a lungo termine dell'uomo e dell'ambiente, è un argomento di grande interesse in tutti 
i paesi impegnati nella produzione di energia nucleare ed in particolare nella Comunità 
europea nonché in quelli in cui i materiali radioattivi vengono usati soltanto a scopo 
sanitario, industriale o di ricerca. Per ottenere l'autorizzazione a costruire e ad aprire un 
deposito per lo smaltimento di residui longevi, la sicurezza del sistema deve essere 
analizzata e dimostrata per periodi di tempo che superano di gran lunga i normali 
orizzonti della pianificazione sociale e tecnica; sorgono pertanto polemiche circa la 
fattibilità di questo tipo di analisi e si manifesta spesso un certo pessimismo quanto alla 
validità dei risultati. 
Dato che è ovviamente impossibile ottenere la prova infallibile della costante sicurezza 
di tutti i sistemi tecnici, ci si orienta verso un processo scientifico e normativo che, 
tenendo conto dei fattori suscettibili di influenzare la sicurezza in modo significativo, 
fornisca la base per decidere se il sistema proposto debba essere considerato sicuro a 
lungo termine. 
28 
Tra gli impianti di questo tipo all'esterno della Comunità europea figurano quelli progettati nella 
Carolina del Nord, nell'Ulinois e in Pennsylvania (USA). 
37 
Nelle pagine seguenti vengono illustrati in breve i progressi compiuti nella Comunità 
europea nello sviluppare vie e mezzi scientifici atti a valutare la sicurezza dello 
smaltimento a lungo termine e vengono presentati i risultati finora ottenuti unitamente 
al parere degli esperti della Comunità europea e della comunità scientifica internazionale. 
Valutazione della sicurezza 
La valutazione della sicurezza può essere definita come l'analisi del futuro 
comportamento di tutto il sistema di smaltimento dei residui e dei suoi effetti potenziali 
sull'uomo e sull'ambiente, corredata dal confronto dei risultati con adeguate norme di 
sicurezza. 
Tutte le possibili evoluzioni future da esaminare vengono definite mediante scenari basati 
sull'immaginazione, su criteri scientifici e sull'attuale conoscenza dei sistemi naturali (cfr. 
paragrafo successivo intitolato "Analogie naturali") e delle barriere artificiali. 
Vengono quindi usati modelli previsionali per valutare e calcolare gli effetti dei processi 
chiave determinanti per l'efficienza dei sistemi di smaltimento dei residui radioattivi e per 
stimare le possibili conseguenze radiologiche nel tempo. La validità del modello dipende 
soprattutto dall'adequatezza dei dati rilevanti per il sistema in esame e dalla buona 
conoscenza delle principali proprietà fisiche e chimiche dei componenti di tale sistema 
e della loro evoluzione. Come si è visto (cfr. paragrafo III.2.1), questo è uno degli 
obiettivi chiave dell'attuale programma di ricerca. 
Negli ultimi anni, le iniziative intese a migliorare la valutazione della sicurezza si sono 
moltiplicate in modo impressionante. 
Tutti i paesi dotati di programmi elettronucleari rilevanti hanno sviluppato adeguate 
competenze nel settore della valutazione della sicurezza ed hanno elaborato, o stanno 
elaborando metodologie appropriate. 
All'interno della Comunità europea, nel 1982 la CCE ha lanciato un vasto progetto 
plurinazionale (PAGIS: "Performance Assessment of Geological Isolation Systems") 
nell'ambito del programma di R&S sui residui radioattivi, al fine di appoggiare le 
iniziative degli Stati membri in questo campo, di armonizzare le varie impostazioni 
metodologiche e di promuovere la diffusione dei risultati. 
Tutti gli Stati membri hanno partecipato o sono stati associati a questo progetto che si 
è concluso alla fine del 1989. 
Con il coinvolgimento ed il consenso di gran parte dei ricercatori che lavorano nella 
Comunità europea nei vari settori di tale attività pluridisciplinare è stata elaborata ed 
applicata una metodologia al caso di depositi a grande profondità per residui ad alta 
attività. 
Nei limiti delle ipotesi fatte, i risultati presentati alla conferenza della CCE, tenutasi a 
Madrid nel 1989, mostrano che per almeno 10000 anni non vi è alcun rilascio di 
radioattività alla superficie dei siti analizzati, con possibilità di rilascio di quantità 
insignificanti a lunghissimo termine. 
La metodologia sviluppata nell'ambito del progetto PAGIS può servire e serve già in 
alcuni Stati membri, da base per la valutazione delle prestazioni che necessiteranno in 
futuro, quando essa potrà essere applicata con modelli e dati più elaborati, ottenuti dalle 
indagini specifiche al sito. 
Grazie a questi risultati ed a quelli ottenuti al di fuori della CE., la comunità scientifica 
38 
internazionale ha espresso nel 1990 un parere collettivo che dice, tra l'altro29: 
"esistono attualmente metodi di valutazione della sicurezza che permettono di calcolare 
adegatamente gli effetti radiologici potenziali a lungo termine sull'uomo e sull'ambiente di 
un sistema di smaltimento dei residui radioattivi progettato in modo corretto"; 
"il corretto impiego dei metodi di valutazione della sicurezza insieme con adeguate 
informazioni provenienti dai siti di smaltimento proposti possono fornire le basi tecniche per 
decidere se specifici sistemi di smaltimento possano offrire alla società un grado di sicurezza 
sufficiente per le generazioni presenti e per quelle future". 
I lavori in questo campo stanno continuando nell'intento di perfezionare ulteriormente 
i metodi di valutazione della sicurezza e di raccogliere ed interpretare i dati provenienti 
dai siti di smaltimento proposti. 
Analogie naturali: una prova a favore della sicurezza 
Come si è visto, il problema principale per quanto riguarda la valutazione dell'efficacia 
e della sicurezza a lungo termine di un impianto di smaltimento dei residui radioattivi 
consiste nel riuscire a prevedere con affidabilità gli effetti dei processi e dei fenomeni 
geologici a lungo termine. 
Una delle difficoltà risiede, ovviamente, nel fatto che a tal fine vengono estrapolati per 
periodi estremamente lunghi i dati ottenuti in laboratorio su periodi di mesi o al massimo 
di alcuni anni. 
I processi studiati in laboratorio tengono conto di aspetti specifici connessi con la 
mobilità dei radionuclidi dai residui e con il loro successivo passaggio nelle acque 
sotterranee. Per fortuna, quasi tutti i processi interessanti si verificano anche in natura, 
seppure a volte con elementi diversi e con regimi geochimici ed idrochimici differenti. 
Tali analogie naturali possono pertanto essere utilizzate per valutare questi processi su 
scala geologica. 
Da molti anni gli Stati membri stanno studiando i sistemi naturali (nonché le analogie 
archeologiche e storiche) all'interno e all'esterno dell'Europa; alcuni di essi hanno inoltre 
partecipato a progetti importanti, come quelli dei depositi di uranio di Alligator River 
(Australia), di Poços de Caldas (Brasile) e di Cigar Lake (Canada). 
Dal 1985 la Commissione appoggia lo studio di analogie naturali mediante il proprio 
programma di R&S sui residui radioattivi e mediante l'organizzazione di un forum 
internazionale (Gruppo di lavoro Analogie naturali) in cui vengono presentati e discussi 
gli esperimenti e le conoscenze acquisite in questo campo. 
Si stanno accumulando le prove della capacità di segregazione e di ritardo per i 
radionuclidi dei sistemi naturali, ciò contribuisce ad aumentare la fiducia nel concetto di 
smaltimento in formazioni geologiche profonde. 
La Commissione prosegue tale azione nel quadro del quarto programma di ricerca sui 
residui radioattivi e sostiene finanziariamente diversi studi in questo campo, tra cui 
l'analisi del reattore naturale di Oklo (Gabon) diretta dal "Commissariat à l'Energie 
29 
Parere collettivo sul tema "Smaltimento dei residui radioattivi: è possibile valutare la sicurezza a 
lungo termine ?" AEN/CCE/AIEA, Parigi 1990. 
39 
Atomique" in Francia, con la partecipazione di altri paesi. 
Procedura normativa 
A partire dalla scelta del sito fino all'autorizzazione definitiva del deposito, la procedura 
completa per dimostrare la sicurezza del sistema deve normalmente essere definita caso 
per caso e può pertanto differire da un paese all'altro; in ogni caso essa implica la 
responsabilità di varie organizzazioni di cui si è parlato al paragrafo III.l. Gli organismi 
esecutivi e le agenzie elencati nella tabella X hanno il compito di fornire tutti gli elementi 
necessari a soddisfare le autorità competenti in materia di sicurezza, affinchè l'impianto 
sia conforme ad un insieme di criteri predeterminati. 
40 
CAPITOLO V 
ATTUALI PROBLEMI DI CARATTERE NORMATIVO E POLITICO 
V.l MATERIAU CHE PRESENTANO UN LIVELLO BASSISSIMO DI 
RADIOATTIVITÀ' 
Le misure regolamentari in atto a livello internazionale, comunitario e nazionale in 
materia di protezione dei lavoratori e della popolazione contro le radiazioni ionizzanti 
definiscono chiaramente le condizioni in cui deve avvenire il trattamento, il 
condizionamento, il deposito, il trasporto e lo smaltimento dei materiali radioattivi. Il 
campo di applicazione di tali misure è definito in base alla radioattività dei materiali. 
La maggior parte dei sistemi normativi, tuttavia, trascura i residui a bassa attività che 
presentano livelli di radioattività (e di radiotossicità) prossimi o uguali a quelli di molte 
sostanze che si trovano in natura. Ciò è dovuto al fatto che le attività di controllo si 
concentrano principalmente nei settori a rischio più elevato, nell'intento di ottimizzare 
i livelli di protezione. Il problema risiede anche nel gran numero di attività in cui 
intervengono quantità minime di materiali radioattivi e nel gran numero di industrie 
interessate30. 
Molte di queste attività nel settore sanitario, in quello della ricerca e in quello industriale 
sono state disciplinate dalle relative autorità nazionali; se soddisfano determinati criteri, 
i residui radioattivi sono esenti da controllo ufficiale, per quanto i regolamenti nazionali 
differiscano considerevolmente da paese a paese. 
A livello comunitario, l'esenzione dalla notifica all'autorità nazionale competente e 
dall'autorizzazione preliminare per qualsiasi attività connessa con sostanze radioattive è 
definita nelle norme fondamentali di sicurezza Euratom ("Euratom Basic Safety 
Standards") (direttiva 80/836 modificata nel 1984). La suddetta direttiva quantifica i limiti 
per una data partita di materiale radioattivo in base alla radiotossicità della sostanza. 
Essa fissa anche un limite di concentrazione generale pari a 100 Bq/g, che sale a 500 
Bq/g per sostanze solide radioattive naturali. Per il rilascio di materiali contenenti 
sostanze radioattive in quantità e concentrazione superiori a tali limiti è necessaria 
l'autorizzazione delle autorità. Tali valori non sono tuttavia da considerare come quantità 
ammesse per lo smaltimento di qualunque residuo. 
Nel settore nucleare si sta sviluppando l'attività di smantellamento di impianti nucleari 
obsoleti, che produrrà grandi quantità di detriti, la maggior parte dei quali costituiti da 
materiali a radioattività estremamente bassa (cfr. paragrafo II.3.3b). A livello comunitario 
sono state pubblicate alcune raccomandazioni sui "criteri di protezione radiologica per 
30 Residui provenienti da analisi e trattamenti sanitari, da istituti di ricerca, da beni di consumo di 
scarto, quali rivelatori di fumo e valvole elettroniche usate, rifiuti provenienti dall'industria di 
vernici fosforescenti, ecc. 
41 
il riciclo di materiali provenienti dallo smantellamento di impianti nucleari"31 sotto l'egida 
del gruppo di esperti di cui all'articolo 31 del trattato Euratom. Tali raccomandazioni di 
carattere puramente scientifico sono attualmente in fase di riesame al fine di estenderle 
ad altri materiali oltre l'acciaio, quali il rame e l'alluminio e in un secondo tempo anche 
al cemento. A livello di Stati membri, la maggior parte delle decisioni relative 
all'esenzione dei residui a bassa attività all'interno del ciclo del combustibile nucleare 
viene presa caso per caso dalle autorità competenti. 
Nel complesso, la situazione in merito all'esenzione dal controllo ufficiale dei materiali 
che presentano una radioattività estremamente bassa non è soddisfacente. Negli ultimi 
decenni sono state pertanto potenziate le attività intese a creare regole coerenti e 
scientificamente valide; diversi organi di sicurezza nazionali e varie organizzazioni 
internazionali (AIEA, OCSE/AEN, OMS)32 stanno studiando criteri per l'esenzione -
parziale o totale - di sorgenti radioattive e di pratiche da parte del controllo ufficiale. 
Diversi Stati membri nel frattempo hanno elaborato o stanno elaborando misure 
giuridiche. Va sottolineato che l'armonizzazione delle misure nazionali è fortemente 
raccomandata, al fine di assicurare un livello di protezione equivalente all'interno della 
Comunità. Tale armonizzazione è inoltre necessaria in vista dell'imminente mercato unico 
interno. 
Va notato infine, come si è già fatto al capitolo II, che diversi processi industriali 
responsabili dell'aumento della concentrazione di isotopi presenti in natura (ad es. il 
trattamento dei minerali contenenti fosfato)33 sono generalmente esenti dalla notifica 
all'autorità nazionale competente in materia di sicurezza o non figurano nell'elenco delle 
attività connesse con materiali radioattivi. Le conseguenze radiologiche dello smaltimento 
di alcuni di questi materiali potrebbe essere oggetto di preoccupazione; diversi paesi 
stanno quindi sviluppando inventari e strategie di gestione per tali residui e, se 
necessario, verranno adottate misure appropriate. 
V.2 EQUIVALENZA DEI RESIDUI RADIOATTIVI 
Diversi paesi trattano o condizionano taluni residui di altri paesi sulla base di accordi 
commerciali o di impegni relativi al ritrattamento dei combustibili esauriti. 
A prescindere dalla politica nazionale del paese ricevente in merito allo smaltimento dei 
residui di altri paesi, è a volte tecnicamente impossibile o controproducente dal punto 
di vista della sicurezza radiologica (ad es. maneggiamento superfluo di materiale 
radioattivo) rinviare al paese di origine, dopo il trattamento e il condizionamento, i 
residui identici. In tal caso, si potrebbe pertanto decidere di restituire determinati "residui 
equivalenti". 
31 
32 
33 CCE, serie sulla protezione radiologica, pubblicaz. n. 43, dicembre 1988. 
AIEA SERIE SICUREZZA n. 89 "Principles for the exemption of radiation sources and practices 
from regulatory control" (1988). 
Cfr. nota 5 a pag. 6. 
42 
Tale soluzione dovrebbe avvenire all'interno di un adeguato quadro normativo previa 
approvazione delle parti interessate. 
Il problema dell'equivalenza dei residui radioattivi non è ancora stato affrontato né a 
livello internazionale, né a livello nazionale. Nel 199034, il Consiglio dei ministri della 
Comunità europea, in conclusione ad una relazione della Commissione sull'argomento35, 
ha sottolineato la necessità di fissare adeguati criteri di guida. 
V.3 INFORMAZIONE E COINVOLGIMENTO DEL PUBBLICO 
Negli ultimi anni le varie autorità nazionali, gli operatori nel settore dei residui e, nei 
limiti delle proprie competenze, la Commissione delle Comunità europee hanno 
compiuto notevoli sforzi al fine di: 
fornire al pubblico informazioni sui principali siti nucleari e sulle relative 
operazioni di discarica dei residui radioattivi; 
coinvolgere il pubblico nel processo decisionale in merito alla creazione di nuovi 
impianti di deposito o di smaltimento dei residui radioattivi. 
Nell'ambito delle istituzioni della Comunità europea, nel luglio 1988 è entrata in vigore 
una direttiva che richiede, tra l'altro, agli Stati membri di vegliare a che: 
tutte le domande di autorizzazione per nuovi progetti e le relative informazioni 
siano messe alla disposizione del pubblico; 
il pubblico abbia la possibilità di esprimere la propria opinione prima dell'avvio 
del progetto. 
Nel 1993 la Commissione presenterà al Consiglio e al Parlamento una relazione 
sull'applicazione e sull'efficacia della suddetta direttiva. 
In numerosi casi il pubblico può partecipare ad ogni richiesta di realizzazione di tali 
impianti (Regno Unito, ecc.) e, in caso di progetti importanti, viene spesso effettuata 
un'inchiesta pubblica che permette di: 
dare al pubblico l'accesso alle informazioni sul progetto in questione; 
raccogliere le osservazioni e le obiezioni del pubblico che saranno prese in 
considerazione dall'autorità nazionale competente. 
34 
35 Conclusioni della 1464a riunione del Consiglio del 18 e del 19 dicembre 1990, comunicato stampa 
10871/90 (P 232). 
"Radioactive waste equivalence", serie Euradwaste n. 3, relazione EUR 12879 - Ufficio delle 
pubblicazioni ufficiali delle Comunità europee, Lussemburgo 1990. 
43 
Nella maggior parte dei casi, la procedura d'indagine pubblica poggia su fondamenti 
giuridici; in alcuni paesi essa è vincolante (Repubblica federale di Germania, Spagna, 
Francia, Paesi Bassi), mentre in altri (ad es. nel Regno Unito) spetta al governo decidere 
circa la sua applicazione caso per caso. Inoltre in Francia è stata di recente emanata una 
legge36 in base alla quale in ciascun laboratorio di smaltimento sotterraneo deve essere 
istituito un comitato locale di informazione e di sorveglianza con la partecipazione di 
tutte le parti interessate. 
Oltre a pubblicare le informazioni su opuscoli (come nella campagna d'informazione del 
1987 nei Paesi Bassi) o a consentire l'accesso a documenti ufficiali, diversi governi 
(Repubblica federale di Germania, Spagna, Regno Unito) presentano periodicamente ai 
rispettivi Parlamenti relazioni sulla produzione dei rifiuti e/o sulla gestione dei residui 
radioattivi nel loro Paese. Le suddette relazioni vengono messe a disposizione del 
pubblico. Il governo francese, in base alla legge di cui sopra, è inoltre tenuto a presentare 
al Parlamento una relazione annuale sulla ricerca nel campo della gestione dei residui 
ad alta attività e di quelli alfa. 
36 
Legge n. 91-1381 del 30 dicembre 1991 relativa alla ricerca sulla gestione dei residui radioattivi 
44 
TABELLA I 
RESIDUI RADIOATTIVI PROVENANT! nAT T TMPTFOO DI ISOTOPI 
TN MFDTONA. NELL'INDUSTRIA F• NÌHT J A RICERCA IN C1KMKRAIJR (m ») 
(residui liquidi e solidi spediti in deposito provvisorio centralizzato) 
PAESE 
BELGIO 
DANIMARCA 
GERMANIA 
IRLANDA 
SPAGNA 
FRANCIA (I) 
GRECIA 
ITALIA 
PAESI BASSI 
PORTOGALLO 
REGNO UNITO 
(2) 1991-1995 
370 
100 
5.100 
alcune decine^ 
210 
5.000 
100 
4.500 
1.600 
20 
4.960 1996-2000 
370 
100 
5.100 
alcune decine^ 
210 
5.000 
alcune decine 
4.500 
1.600 
30 
3.030 2001-2010 
740 
200 
10.200'' 
420 
10.000 
alcune decine^ 
9.000 
3.200 
80 
5.610 2011-2020 
740 
100 
10.200^ 
420 
10.000 
alcune decine^ 
9.000 
3.200 
100 
5.610 
1) Volumi dei residui prima del trattamento e del condizionamento. 
2) Periodi risp. 1990-1994, 1995-1999, 2000-2009, 2010-2019. 
3) Non condizionati e conservati sul luogo di produzione. 
4) Valori estrapolati a partire da quelli ottenuti fino al 2000. 
5) Per periodo di cinque anni. 
</J 
TABELLA H 
RESIDUI IN DEPOSITO TEMPORANEO PRODOTTI PRIMA DEL 1991. 
TRATTATI. CONDIZIONATI O CHE SI PRESUME SIANO STATI CONDIZIONATA 
PAESE 
Belgio 
Germania 
Spagna 
Francia 
Italia^ 
Paesi Bassi 
Regno 
Unito 
Danimarca 
Portogallo 
Grecia Quantità di residui in deposito temporaneo (m1) 
Bassa 
attività 
6.000 
43.900 
15.000 
0 
10.400 media 
attività 
-
2) 
-
0 
720 
3.100 
7.930 
700* 
50 
100 ia470 
509 
-
50 atta 
3.000 
2) 
-
60.400 
190 
65.550 
-
-
-alta 
attività 
160 
500 
-
1.040 
15 
710 
-
-
-Osservazioni 
Dati alTl.5.1990 
Residui a media attività compresi 
in quelli a bassa attività 
Residui a media attività 
compresi in quelli a bassa attività 
Residui a media attività 
compresi in quelli a bassa attività 
I residui alfa sono quelli a media 
attività con attività atta >10 
GBq/m* se sotto forma di residui 
condizionati 
Residui atta compresi in quelli a 
media attività 
1) La maggior parte dei residui alfa e di quelli ad alta attività (immagazzinati allo stato liquido) non è ancora condizionata. 
Ai fini di una presentazione omogenea, nella presente tabella si sono indicati i volumi che i residui avrebbero se fossero 
stati condizionati con le tecniche attuali. 
2) In parte compresi nei residui a bassa attività (residui "non emananti calore") e in parte in quelli ad alta attività (residui 
"emananti calore"). 
3) Le quantità non condizionate in deposito temporaneo sono: 12.195 m3 a bassa attività (11.620 m3 solidi e 575 m3 
liquidi); 585 m3 solidi a media attività; 356 m3 alfa (346 m3 solidi e 10 m3 liquid); 120 m 3 liquidi ad alta attività. 
Le quantità condizionate in deposito provvisorio sono: 3.610 m 3 a bassa attività e 345 m 3 a media attività. 
Si è assunto un fattore di riduzione del volume compreso tra 3 e 5 per i residui solidi da comprimere ed un fattore di 
riduzione di 1/2 per i residui liquidi a bassa attività. 
Nelle cifre non sono compresi circa 5000-7000 mJ di residui non condizionati provenienti da uso in medicina, 
dall'industria e dalla ricerca non-nucleare. 
4) Soltanto la metà è costituita da residui veri e propri, il resto è il volume dello strato di cemento circostante. 
5) Residui depositati per la maggior parte senza condizionamento in contenitori di acciaio inossidabile, in bidoni o in altri 
imballaggi. 
He 
TABELLA DI 
RESIDUI A BASSA F MFDIA ATTIVITÀ' SMALTITI PRIMA DEL 1991 
CON PRODOTTI DI CONDIZIONAMENTO ED IMRAIT AfiGTO 
NON RFCITPFRABII.F INFUSO 
PAESE 
Belgio 
Germania 
Spagna 
Francia 
Italia 
Paesi Bassi 
Regno Unito Quantità di residui (m3) 
Bassa 
attività Media 
attività 
15.000 
96 
42.000 260 
14.3003) 
-
9.900 
464.500 
23 
8.700 
26.000 
775.000 
14.000 Tipo di smaltimento 
Affondamento 
in mare1* 
Affondamento 
in mare1} 
Formazione geologica 
profonda 
Formazione geologica 
profonda 
Affondamento 
in mare4) 
Smaltimento in 
prossimità della 
superficie 
Affondamento 
in mare1* 
Affondamento 
in mare1} 
Affondamento 
in mare1} 
Seppellimento in 
prossimità della 
superficie 
Seppellimento in 
prossimità della 
superficie Sito 
Nord Atlantico 
Nord Atlantico 
miniera di sale di 
Asse2) 
miniera di sale di 
Morsleben 
Nord Atlantico 
Centre de la 
Manche 
Nord Atlantico 
Nord Atlantico 
Nord Atlantico 
Drigg 
Dounreay 
Moratoria sull'affondamento negli oceani dal 1983 
In funzione dal 1967 al 1978 
Valori fino al 1990 
Campagne sperimentali nel 1967 e nel 1969. 
li 
TABELLA IV 
PROGRAMMI ELETTRONUCLEARI NEGLI STATI MEMBRI 
DELLA COMUNITÀ' EUROPEA 
PAESE 
Belgio X) 
Germania 
Spagna 2) 
Francia ^ 
Italia 3) 
Paesi Bassi4) 
Regno Unito 6) Potenza netta installata alla fine dell'anno 
(GWe) 
(Esclusivamente centrali in funzione o 
commissionate) 
1990 
5,4 
23,6 
7,1 
62,7 
1,1 
0,5 
11,4 1995 
5,4 
23,6 
7,1 
62,2 
0,5 
10,0 2000 
5,4 
23,6 
7,1 
[63,3] 
0,5 
9,5 2010 
5,4 
25,0* 
17,5 
[63,3] 
5,4 2020 
3,6 
25,0S) 
17,5 
[63,3] 
1,2 
1) Il programma generale di elettricità è valido fino al 2000; non si dispone di stime per perìodi 
successivi. 
2) L'attuale programma nucleare si estende soltanto fino al 2000. Non sono previste disposizioni 
oltre tale data. 
3) 1.1 Gwe installati, ma non in funzione. 
4) Lo sviluppo dei programmi nucleari deve essere rivisto. 
5) la riga: centrali in servizio e con sostituzione di vecchie centrali fuori uso 
2a riga: idem, senza sostituzione. 
6) La situazione sarà riesaminata nel 1994. 
7) Le cifre in parentesi quadre sono indicate a scopo di omogeneità con i dati di altri paesi e non 
tengono conto delle centrali progettate che figurano nelle previsioni del programmma energetico 
francese: 63,3 - 66,3 Gwe nel 2000/74,2 - 80,8 Gwe nel 2010/e 80 - 95 Gwe nel 2020. 
li 
TABELLAV 
PRODUZIONE DI RESIDUI A BASSA ATnVITA\ TRATTATI E CONDIZIONATI IN VARI STATI MEMBRI DELLA COMUNITÀ' 
(Centrali in esercizio, in costruzione o cormnissionate - ipotesi della tabella IV, impianti associati per il ciclo del combustibile, 
ricerca sull'energia nucleare) 
Paese 
Belgio 
Germania2' 
Spagna7' 
Francia 
Italia^ 
Paesi Bassi 
Regno Unito1' 
Danimarca Quantità di residui accumulati per periodo indicato (m3) 
1991-1995 1996-2000 2001-2010 2011-2020 
3.130 
35.000-50.000 
11.000 
160.000 
3.100 
(3.100+0) 
2.400 
137.530 
(104.550+32.980) 
-4.230 
50.000-71.000 
10.000 
(8.500+1.500) 
160.000 
2.700 
(1.900+800) 
2.400 
106.230 
(65.200+41.030) 
-15.785 
97.000 
(83.000+14.000) 
17.000 
(15.700+1.300) 
300.000 
4.300 
(3.500+800) 
j) 
256.730 
(77.360+179.370) 
-15.060 
97.000 
(83.000+14.000) 
40.000 
(14.600+25.400) 
300.000 
7.000 
(500+6.500) 
j) 
143.330 
(12.830+130.500) 
1.500» Osservazioni 
è compresa parte 
dèi residui à 
media attività e 
parte di quelli 
alfa 
compresi i res. a 
media attività 
compresi i res. a 
media attività 
: 
periodi 
90-94, 95-99, 
ecc. 
In parentesi è indicata la ripartizione tra volume dei residui provenienti da impianti in funzione (la cifra) e volume di quelli provenienti dallo 
smantellamento di vecchi impianti (2a cifra). 
Stime superiori e inferiori. 
Possibile smantellamento del reattore sperimentale DR3. 
Cfr. nota 4 della tabella IV. 
TABELLA VI 
PRODUZIONE DI RESIDUI A MEDIA ATTTvTTA DI QUALSIASI ORIGINE. 
TRATTATI E CONDIZIONATL IN VARI STATI MFMRRT r>FT T A COMUNITÀ 
(Centrali in esercizio o commissionate - ipotesi della tabella IV) 
Paese 
Belgio3) 
Germania 
Spagna 
Francia 
Italia 
Paesi 
Bassi 
Regno3) 
Unito 
Danimarca Quantità di residui accumulati per 
1991-1995 
2500 
(2450+50) 
-
-
-
205 
-
12240 
(7240+5000) 
100 1996-2000 
2754 
(2704+50) 
-
-
-
120 
250 
11540 
(6400+5140) 
5 2001-2010 
6724 
(6624+100) 
-
-
275 
250 
23010 
(11560+11450) 
5 periodo indicato (m3) 
2011-2020 
5730 
-
-
-
18100 
(6270+11830) 
-Osservaz. 
i) 
i) 
i) 
4) 
2) 
Periodi: 
90-94, 95/99 
ecc. 
compresi i res. 
alfa 
1) Conformemente alla prassi di gestione seguita in questo paese, tale tipo di residui viene 
inserito in altre categorie. 
2) Residui ottenuti da combustibili ritrattati all'estero e provenienti da centrali in 
funzione. 
3) Cfr. nota 1) della tabella V 
4) Residui ottenuti da combustibili ritrattati all'estero e provenienti da centrali chiuse. 
Jo 
TABELLA VE 
PRODUZIONE Df RESIDUI ALFA TRATTATI E 
CONDIZIONATL IN VARI STATI MEMBRI r»FI j A COMUNITÀ' 
(Centrali in esercizio o commissionate - ipotesi della tabella IV) 
Paese 
Belgio 
Germania3* 
Spagna 
Francia 
Italia 
Paesi Bassi 
Regno2) 
Unito Quantità di residui accumulati per periodo indicato (m3) 
1991-1995 
190 
-
-
13640 
10 
16350 
(12000+4350) 1996-2000 
540 
-
-
14060 
60 
18620 
(14230+4390) 2001-2010 
2890 
-
-
36110 
70 
20470 
(11960+8500) 2011-2020 
2430 
40 
36110 
20 
9550 
(1080+8470) Osservaz 
4) 
1) 
Periodi: 
90-94,95-94 
ecc. 
1) Sono compresi i residui ottenuti dal combustibile ritrattato all'estero e proveniente da 
centrali in funzione. 
2) Cfr. nota 1} della tabella V. 
3) Conformemente alla prassi seguita in questo paese, tale tipo di residui viene inserito in 
un'altra categoria. 
4) Si calcola che le attività di ricerca sull'energia nucleare non producano quantità 
significative di residui. 
Si 
TABELLA Vm 
PRODUZIONE DI RESIDUI AD ALTA ATTIVITÀ' TRATTATI E CONDIZIONATI 
IN VARI STATI MEMBRI DEI J A COMUNITÀ' 
(Centrali in esercizio o commissionate - ipotesi della tabella IV) 
Paese 
Belgio 
Germania9 
Spagna 
Francia 
Italia o 
Paesi Bassil) 
Regno 
Unito 3> Quantitià di residui accumulati per periodo indicato (m 3 ) 
1991-1995 
45 
1310-1510 
-
510 
10 
-
170 1996-2000 
54 
1310-1510 
-
540 
5 
20 
260 2001-2010 
180 
2620-3020 
(5) 
-
1980 
25 
25 
130 2011-2020 
180 
2620-3020 
(5) 
36 
2190 
-
-
-Osservazioni 
Periodi 
1990-1994, 
1995-1999, ecc. 
1) Residui provenienti da combustibile ritrattato all'estero e scaricato da centrali in funzione. 
2) Stime superiori e inferiori. In questa categoria è compresa parte dei residui a media 
attività e di quelli alfa. 
3) Esclusivamente dal ritrattamento di combustibili del Regno Unito. 
4) Residui ottenuti da combustibile ritrattato all'estero e proveniente da centrali chiuse. 
5) Dati estrapolati a partire da quelli ottenuti fino al 2000. 
Si 
TABELLA DC 
COMBUSTIBILE ESAURITO SCARICATO NEGU STATI MEMBRI nFTIA 
COMUNTTA EUROPEA 
Paese 
Belgio 
Germania 
Spagna 
Francia 
Italia2** 
Paesi 
Bassi 
Regno 
Unito 
Danimarca Tipo di 
reattore 
LWR 
LWR 
LWR 
GGR 
LWR 
GGR 
FBR 
LWR 
GGR 
LWR 
GGR 
AGR 
LWR 
FBR u , _ - — 
Quantità di combustibile scaricato per periodo indicato (MTHM);; 
- Centrali in esercizio e/o commissionate 
(ipotesi della tabella IV) 
fino alla 
fine del 
1990 
850 
3865 
975 
445 
6650 
4340 
342 
1353 
75 
0.2 1991-1995 
550 
2450 
800 
447 
5120 
1850 
65 
137 
73 
75 
4000 
1100 
0 1996-2000 
550 
2215 
855 
5330 
72 
75 
4000 
1200 
150 
0 2001-2010 
1100 
4500» 
4100 
1510 
10820 
140» 
2) 
2300* 
1500* 
150J 
0 2011-2020 
770 
55O09 
3200 
1090 
11000 
140» 
2) 
3) 
0 
1) MTHM : tonnellate metriche di metallo pesante 
2) Cfr. note 3 e 4 della tabella IV 
3) Si dispone di dati soltanto fino al 2005 
4) Lo scarico dovrebbe essere completato nel 1991 
5) Questi dati si limitano ai reattori in funzione senza tener conto delle decisioni relative al futuro dei reattori 
autofertilizzanti (FBR) 
6) Prima riga: centrali in funzione, con sostituzione delle centrali fuori uso; 
Seconda riga: idem, senza sostituzione 
LWR: Reattore ad acqua leggera 
GGR: Reattore gas-grafite 
ÀGR: Reattore avanzato raffreddato a gas 
FBR: Reattore autofertilizzante 
•Tj 
TABELLAX 
ORGANISMI ESECUTIVI PREPOSTI INTERAMENTE O PARZIALMENTE ALLA GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI NEGU STATI 
MEMBRI DELLA COMUNITÀ» 
(Per il significato delle sigle, vedi allegato) 
h Paese 
BELGIO 
DANIMARCA 
REP.FED.DI 
GERMANIA 
FRANCIA 
SPAGNA 
GRECIA Organismo esecutivo 
ONDRAF/ 
NIRAS 
statale 
creato nel 80-81 Condizknament 
odd residui 
In parallelo con 
gli operatori 
industriali Creazione di 
specifiche e di 
criteri di qualità 
X Controllo 
della qualità 
X Studio di siti, 
progettazione^ 
costruzione e 
gestione dei 
centri di 
smaltimento 
X Studio di 
strategie di 
gestione 
X Trasporto dei 
residui 
X Deposito 
temporaneo 
fuori degli 
impiantì di 
produzione 
X 
Il laboratorio nazionale di RISO, con il consenso del servizio nazionale della sanità, è responsabile della raccolta e del deposito dei residui radioattivi da 
ospedali e dall'industria. 
Ispettorato degli 
impianti nucleari 
BfS 
L'incarico "residui" è 
stato affidato a 
questo organismo 
federale nel 1976 
ANDRA 
statale 
creato il 07.11.79 
ENRESA* 
statale creato 
nel 1984 (responsabilità 
dell'industria) 
(responsabilità 
dell'industria) 
X 
(in casi 
eccezionali) X 
BfS 
X 
X X 
BfS 
X 
X X 
(DBE agisce 
per il BfS) 
X 
X X 
X 
X Effettuato 
dall'industria 
previa 
autorizzazione 
del BfS 
X 
(parzialmente) 
X A cura 
dell'industria 
e/o di centri 
federali 
(Landessamme 
1-stellen) 
X 
La gestione e il deposito sono compito dei ministeri interessati in cooperazione con la Commissione dell'energia atomica e con il centro di ricerca 
Demokritos. 
* Competente anche per il combustibile esaurito 
TABELLA X (seguito) 
ORGANISMI ESECUTIVI PREPOSTI INTIMAMENTE O PARZIALMENTE ALIA GESTIONE DEI RESIDUI RADIOATTIVI NEGLI STATI MEMBRI 
DELLA COMUNITÀ' 
(Per il significato delle sigle, vedi allegato) 
Paese 
IRLANDA 
ITALIA 
PAESI BASSI 
PORTOGALLO 
REGNO 
UNITO Organismo 
esecutivo Conctzaonamento 
dei residui Creazione di 
specifiche e di 
criteri di qualità Controllo 
della qualità Studio di siti, 
pfogettazkxie, 
costruzione e 
gestione dei cenili 
di smaltimento Studio di , 
strategie di 
Ejestiose Trasporto dei 
residui Deposito 
temporaneo 
fuori 
dell'impianto di 
produzione 
Il "Nuclear Energy Board* è responsabile del regolamento per D deposito e lo smaltimento dei residui radiottivi provenienti dall'industria, dai laboratori di ricerca e dagli ospedali, secondo lo "Statutory Instrument 166/1977". 
NUCLECO* 
Dara-statale 
creato nel 1981 
COVRA 
Olivato 
creato nel die. 
1982 Produttori dei 
residui 
(ENEA & ENEL) 
e 
NUCLECO 
X** ENEA-DISP 
(Direzione 
Sicurezza 
Nucleare/ 
radioprotezione 
X ENEA-
DISP 
X Gestione centro ENEA Operatori 
commerciali 
(sotto il 
controllo 
dell'ENEA-
DISP) 
X** X 
(per residui 
provenienti da 
pratiche 
mediche, da 
attività 
industriali e di 
ricerca) 
X**** 
La raccolta, l'imballaggio e il deposito dei residui nucleari provenienti dalla ricerca, dagli ospedali e dall'industria sono a cura del servizio Radioprotezione e sicurezza radiologica del Laboratorio Nadonal de Bngenbaria e 
Tecnologia Industriai (LNETI) di Sacavém. Le autorità competenti a livello nazionale sono la Direzione generale Assistenza sanitaria primaria del Ministero della saniti (Decreto legge n. 348/89 del 12 ott 1989) e l'Ufficio 
Protezione e sicurezza nucleare del Ministero dell'ambiente (Decreto legge n. 425/91 del 30 ott. 1991). 
UK NIREX Ltd 
creato nel luglio 
1982 e 
trasformato nel 
1985 in società a 
resp. limitata 
appartenente allo 
Stato Produttori di 
residui X*** X*** X*** Produttori di 
residui Operatori 
nucleari BNFL,AEA 
NE, SN 
** 
*** 
**** Unicamente per i residui a bassa e media attività (servizi di condizionamento messi a disposizioe dell'operatore per i residui). 
In caso di deposito temporaneo di residui a bassa e media attività. 
Unicamente per i residui a bassa e media attività e per i residui alfa. 
Sono in costruzione nuovi impianti per il deposito temporaneo e il trattamento dei residui a bassa e media attività e dovrebbero essere terminati nel 1991 e nel 1992 rispettivamente. 
A cura dell'organismo esecutivo. 
TABELLA XI 
SPESE ANNUE PER ATTOTTA' DI R&S SUI RESIDUI RADIOATTIVI 
MECU 
19871 1990 
BELGIO 9,5 11 
DANIMARCA 0,6 0,3 
FRANCIA 48* 85 
REP. FED. DI GERMANIA 55 57 
GRECIA 0,1 0,1 
IRLANDA 0 0 
ITALIA 10 5 
LUSSEMBURGO 0 0 
PAESI BASSI 4,3 3,6 
PORTOGALLO 0,1 0,1 
SPAGNA 4,5 7,5 
REGNO UNITO 56 63 
CCE 15 20 
* Soltanto il CEA 
1 Rif.: The nuclear fuel cycle: review on R&D policies in the Member States of 
the European Community - EUR 12380 (1987) 
S C 
TABELLA XH 
SUPERCOMPATTATORI NEGU STATI MEMBRI DELLA COMUNITÀ' EUROPEA 
(in funzione attualmente o commissionati) 
PAESE E SITO 
FRANCIA 
Deposito 
Centre de l'Aube 
Impianti di 
ritrattamento 
La Hague AD2 
Centrale elettronucl. 
Bugey 
GERMANIA 
Centrale elettronucl. 
Brunsbuttel 
Centri di ricerca 
Karlstein e Karlsruhe 
Gesellschaft fur 
Nukleare Service, 
Essen, vari 
ITALIA 
Centro di ricerca/ 
Trattamento dei res. 
Casaccia 
Nucleco, vari 
PAESI BASSI 
Centro di ricerca/ 
Trattamento dei res. 
Petten 
SPAGNA 
Vari 
REGNO UNITO 
Drigg 
Dounreay 
BELGIO TIPQ 
Fisso 
Fisso 
Fisso 
Mobile 
Fisso 
Mobile 
Fisso 
Mobile 
Fisso 
Mobile 
Fisso 
Mobile 
Mobile 
Fisso FORZA 
MASSIMA 
1000T 
1500T 
2000T 
2000T 
1500T 
1500T 
1500T 
2000T 
1500T 
1200T 
2000T 
In funzione nel 
1995 RESIDUI 
diversi LLW* 
diversi LLW* 
diversi LLW* 
(bidoni 180 1) 
diversi LLW* 
(bidoni 180 1) 
diversi LLW* 
(bidoni 220 1) 
diversi LLW* 
diversi LLW* 
(bidoni 220 1) 
diversi LLW* 
(bidoni 100 1) 
diversi LLW* 
diversi LLW* 
diversi LLW* 
diversi LLW* RIDUZ.DI 
VOLUME 
TIPICA" 
2-5 
2-16 
3-4 
3-10 
3-10 
3-6 
3-6 
5-10 
3-6 
5-10 
-
Dipende dalla forma fìsica dei residui in entrata. I valori più bassi si riferiscono a materiale 
precompattato. 
LLW = Residui a bassa attività ("Low Level Waste") 
_r+ 
TABELLA Xm 
INCENERITORI A SCALA INDUSTRIALE NEGLI STATI MEMBRI DELLA CE. 
(in funzione attualmente o commissionati) 
PAESE E LOCALITÀ' 
BELGIO 
Mol 
id 
FRANCIA 
Marcoule 
Fontenay-aux-
Roses 
Pierrelatte 
Cadamene 
n 
Grenoble 
REP. FED. DI 
GERMANIA 
Karlsruhe 
n 
Julien 
n 
SPAGNA 
El Cabril 
REGNO UNITO 
Hinkley Point 
E Weylfa 
Harwell 
Dounreay CONDIZIONE 
In funzione 
sostituirà il 
precedente 
Ordinato 
In funzione 
M 
n 
n 
n 
In funzione 
n 
n 
n 
n 
Ordinato 
In funzione 
n TIPO DI RESIDUI 
Res. solidi beta gamma a 
bassa att.+ quantità 
minori di liquidi 
Idem + quantità minori 
di res. alfa a bassissima 
attività 
Diversi solidi 
Carcasse di animali 
Olio e solventi 
Solventi usati 
Solidi contam. da Pu 
Prodotti organici 
alfa-solidi 
Vari solidi (beta/gamma) 
liquidi 
Liquidi a bassa attiv. 
Solidi a bassa attiv. 
Res. a bassa attiv., 
soprattutto organici e 
biologici 
Vari solidi 
Olio contaminato 
Solidi a bassa attiv. 
Principalm. solidi CAPACITA' 
NOMINALE 
80kg/h 
80kg/h 
80kg/h 
50kg/h 
70kg/h 
30kg/h 
30kg/h 
15kg/h 
50-60 kg/h 
50kg/h 
50 kg/h 
20 kg/h 
50 kg/h 
50 kg/h 
75 kg/h 
20/30 1/h 
136 kg/h 
3000 m3/y 
ry 
TABELLA XIV 
Deposito temporaneo dei residui radioattivi a bassa e media attività 
all'interno della Comunità europea 
LO PAESE 
Spagna 
Paesi Bassi 
Belgio 
Regno Unito 
Francia 
Repubblica fed. di 
Germania 
Italia 
Portogallo 
Grecia 
Danimarca SUL POSTO 
sì 
sì 
(provvisorio) 
no 
sì 
sì 
sì 
sì 
no 
no 
no DEP. CENTRALIZZATO 
Sì 
Sì 
Sì 
no 
sì 
(per res. a bassa att. provenienti 
da piccoli produttori) 
sì 
(impianti di Gorleben e di 
Mitterteich) 
no 
sì 
sì 
sì OSSERVAZIONI 
L'impianto di El Cabril dovrebbe gradualmente accogliere i residui 
ancora conservati sul posto. 
L'impianto di Borsele è attrezzato per ricevere sia i residui da reattori sia 
quelli provenienti dal ritrattamento. 
Tutti i residui prodotti in Belgio sono immagazzinati a Mol/Dessel. 
Entro il 1993 dovrebbero terminare i lavori per estendere il deposito ai 
residui da ritrattamento. 
Il deposito temporaneo interessa soltanto le categorie di residui non 
conformi ai criteri fìssati per lo smaltimento in prossimità della 
superficie a Drigg. 
Come per il Regno Unito, il deposito temporaneo interessa soltanto le 
categorie di residui che non possono essere smaltite in un deposito in 
prossimità della superfìcie ("Centre de la Manche" e "Centre de l'Aube"). 
Quando sarà disponibile un impianto di smaltimento per res. a bassa e 
media attività, verranno impiegati soltanto i depositi temporanei 
centralizzati. 
TABELLA XV 
Deposito temporaneo dei residui ad alta attività vetrificati nella Comunità Europea 
Paese 
Francia 
Regno Unito 
Belgio 
Paesi bassi 
Repubblica fed. di 
Germania 
Spagna 
Italia Impianto (capacità 
netta in m*) 
Marcoule 440 
160 
La Hague 900 
720 
Sellafield 1200 
Dessel 
1) Eurochemic 250 
2) La Hague 75 
Borsele 60 
Gorleben da stabilire 
i 
_ 3 Durata del 
deposito 
temporaneo 
30 anni 
30 anni 
almeno 50 
anni 
almeno 30 
anni 
almeno 50 
anni 
100 anni 
almeno 15-20 
anni 
40 anni 
-Data della 
messa in 
funzione 
1978 
1996 
giugno 1989 
1996 
febbraio 1991 
1986 
1993 
2000 
non ancora 
fissata 
_ 2 
1994 
1 Sarà definito all'inizio del secolo prossimo. 
2 I residui vetrificati saranno di ritorno dopo il 2010. 
3 I residui vetrificati dell'ENEL saranno probabilmente depositati in una centrale 
elettronucleare in disuso. 
(To 
TABELLA XVI 
CAPACITA' DI DEPOSITO PER COMBUSTIBILE ESAURITO 
(in tonnellate di metallo pesante) 
Paese 
Belgio 
Rep. fed. di 
Germania 
Spagna" 
Francia 
Italia 
Paesi Bassi 
Regno Unito Anno 
1990 
1350 
3000 
1950 
13000 
590 
0 
8.300 1995 
1350 
3000 
4030 
20400 
590 
0 
8.300" 2000 
1350* 
3000 
4170 
21000 
580 
0 
8.300" 
Si sta studiando la possibilità di aumentare la capacità. 
Oltre tale data, la capacità verrà aumentata secondo le esigenze. 
Si dispone di capacità supplementare per lo scaricamento di un nocciolo 
completo. 
Lontano dal reattore. 
Compresi gli impianti di ritrattamento e le centrali. 
<oS\ 
ISSN 0254-1505 
COM(93) 88 def. 
DOCUMENTI 
IT 15 
N. di catalogo : CB-CO-93-109-IT-C 
ISBN 92-77-53532-6 
Ufficio delle pubblicazioni ufficiali delle Comunità europee 
L-2985 Lussemburgo 
Gz