ARCHIVES HISTORIQUES 
DE LA COMMISSION 
 
 
 
COLLECTION RELIEE DES 
DOCUMENTS "COM" 
 
 
 
 
COM (83) 262 
 
 
 
Vol. 1983/0 111 
  
 
Disclaimer  
Conformém ent au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique 
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, 
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003 
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents 
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règlem ent. 
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 
concerning the openi ng to the public of the historical archives of the European Econom ic 
Community and the European Atomic Energy Communit y (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as 
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243, 
27.9.2003, p. 1), this f ile is open to the public. Where necessary, classified documents in this 
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In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom  1. 
Februar 198 3 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen  
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgem einschaft (ABI. L 43 vom  15.2.1983,  
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. Septem ber 2003  
(ABI. L 243 vom 27 .9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit  
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5  
der genannten Verordnung freigegeben.  
COMMISSIONE  DELLE  COMUNITÀ  EUROPEE 
COM(83) 262 def. 
Bruxelles,  16 maggio 1983 
COMUNICAZIONE DELLA COMMISSIONE  AL CONSIGLIO 
prima relazione  sulla  "Gestione  dei residui radioattivi 
nella Comunità: 
situatione attuale  e previsioni" 
RELAZIONE  DELLA COMMISSIONE  AL CONSIGLIO 
Gestione  dei residui radioattivi nella  Comunità: 
analisi  della  situazione attuale  e previsioni 
COM(83) 262 def. 

COMUNICAZIONE  DELLA COMMISSIONE AL CONSIGLIO 
OGGETTO : prima  relazione sulla  "Gestione  dei residui radioattivi nella  Comunità: 
situatione attuale  e previsioni". 
1. PREAMBOLO 
Nella risoluzione  del 18  febbraio  1980 (*),  il Consiglio  ha approvato 
un piano  d'azione  comunitario  in materia  di residui radioattivi.  Questo 
piano riguarda  i problemi  posti dai residui radioattivi  provenienti  dagli 
impianti nucleari  e in modo  particolare quelli  concernenti  la gestione  e 
lo smaltimento  dei residui  ad alta attività e/o a  lungo periodo  di decadi­
mento. Il piano è valido dal 1980 al 1992 ed è  sottoposto  a revisione 
ogni tre anni (**). 
In base al punto 1 del  piano, la situazione della  gestione  dei residui 
radioattivi  nella Comunità  deve essere  analizzata  in permanenza  in modo 
da poter  adottare  le soluzioni  necessarie.  L'analisi  deve riguardare: 
le tecniche  disponibili  e gli impianti esistenti  e previsti dagli Stati 
membri per assicurare  la gestione  dei residui radioattivi nelle  sue 
varie fasi,  compresi  i metodi e le procedure  destinati  a consentirne  lo 
smaltimento; 
i lavori  di ricerca  e di sviluppo  tecnologici  che gli Stati  membri  in­
tendono  effettuare; 
- le  prassi gestionali degli Stati  membri  per le  varie categorie  di resi­
dui, definite  o da definire; 
le previsioni sulla loro  applicazione  e relativo  calendario. 
Le informazioni  e i risultati  ottenuti  durante  questi lavori  dovranno 
essere  utilizzati  "per  fornire  in permanenza  alla Comunità e  agli Stati 
membri un quadro  dei lavori e delle realizzazioni  nel settore della gesti­
one e dello smaltimento  dei residui radioattivi,  tenuto  conto  delle  esi­
genze dei programmi  nucleari". 
(**) cfr. G.U. n. C 51/1 - 2 - 3 del  29.2.1980." 
Data La situazione descritta  qui di  seguito  e seguendo  il parere del compe­
tente Comitato  consultivo  di gestione  del programma  (G.U. n. C 51 pag. 4 
del 29.2.1980)  emesso  il 5.11.1982,  la Commissione  considera  che non ci 
siano motivi,  per il momento, di  modificare  il piano d'azione.  Questa 
decisione  della Commissione  costituerà  l'oggetto  di una  comunicazione 
di stinta. 

- 2 -
La Commissione  trasmette  pertanto  al Consiglio,  con le sue  osservazioni, 
la relazione allegata  preparate  sulla base delle  informazioni  fornite 
dagli Stati  membri;  questa  relazione rispecchia  la situazione  1981-1982 
e dà le  previsioni sulla  gestione  dei residui radioattivi negli Stati 
membri  della Comunità  sino alla fine del secolo. 
La Commissione  si propone  di far  seguire  questa  relazione,  la prima del 
genere,  da altre in modo da tenere  il Consiglio  periodicamente  informato 
per tutto il  periodo  di validità del  piano. 
II. La Commissione  richiama  l'attenzione  del  Consiglio  sui seguenti  punti: 
a) L'alto  livello  di sviluppo  degli Stati  membri  ha come  conseguenza  la pro­
duzione  nella Comunità di  residui radioattivi  di categorie  e origini 
numerose  e diverse  (cfr. capitolo  I del  rapporto). 
I residui  provenienti  dalle centrali elettronucleari  e dagli impianti 
associati  del ciclo del combustibile  rappresentano,  in termini di radio­
attività  contenuta,  la maggior  parte  della produzione  di residui degli 
Stati membri  impegnati  in programmi  elettronucleari.  Poiché,  inoltre, 
le varie  fasi del ciclo del combustibile  vengono  sviluppate  in molti 
paesi della Comunità, la  natura,  il volume,  il livello  di radioattività, 
la durata  di vita, ecc. dei  residui  da esse prodotti,  sono molto  differenti. 
I residui  provenienti  dalle attività  mediche,  dall'industria  non nucleare 
e dalle attività di  ricerca  rappresentano,  in termini di volume,  un'elevata 
percentuale  della produzione  di residui  di tutti gli Stati  membri  (cfr. 
capitolo  1.4). 
b) La  situazione  dei residui radioattivi  deve essere  quindi  analizzata  per 
categorie  che raggruppino  residui  analoghi. 
Secondo  la relazione,  la situazione nella  Comunità si  presenta  attualmente 
come segue  (cfr. capitolo II): 
- La gestione  dei residui  di bassa e media attività,  della quale si ha 
un'esperienza  trentennale,  corrisponde  perfettamente,  per quanto  riguarda 
le realizzazioni  e lo  sviluppo,  alle odierne  esigenze  dei programmi  elet­
tronucleari  e della sicurezza.  E' necessario,  ovviamente,  aggiornarla 
constantemente  con il progresso  tecnologico  (cfr. capitolo  IV, punto 6). 
- Lo smaltimento  dei residui  di bassa e media attività non  dovrebbe  porre 
seri problemi  se continueranno  ad essere  utilizzati  gli attuali  metodi 
(immersione,  deposito  terrestre).  Ma è soprattutto indispensabile  che 
vengano  prese rapidamente  le decisioni  necessarie  concernenti  la ricerca 
e, successivamente,  l'apertura  di nouvi  siti (cfr. capitolo  IV, punto 7). 
- La gestione  dei residui  contaminati  da emettitori alfa  a vita lunga e dei 
residui ad alta attività  dispone  di già  delle  tecnologie  di base alcune 
delle quali  sono prossime  allo stadio della  commercializzazione  (vetri­
ficazione  dei rifiuti)  (cfr. capitlo III). 

- 3 -
E' necessario  tuttavia  proseguire  i Lavori di sviluppo  in corso. Un 
impegno  particolare  dovrà  esser preso  per adattare  i processi  di tratta­
mento e condizionamento  per i  residui  contaminati  da emettitori  alfa 
alle condizioni  di smaltimento  nelle  formazioni geologiche (cfr. capitolo 
IV, punto  8). 
- Per il momento  questi  residui  sono mantenuti  in deposito  in attesa di 
poter procedere  al loro smaltimento. Alcuni impianti di smaltimento  per 
residui  contaminati  da emettitori  alfa dovrebbero  entrare  in servizio 
negli Stati membri  interessati  all'inizio  degli  anni novanta  (cfr.  capi­
tolo IV, punto  9). 
- Per quanto  riguarda  lo smalimento  definitivo  dei residui  ad alta attività 
gli Stati membri  e la Comunità  stanno  studiando varie  possibilità:  depo­
sito in formazioni geologiche  continentali  profonde,  quali  sale,  argilla, 
rocce cristalline,  ben rappresentate  nella Comunità, la cui fattibilità 
sembra dimostrata,  e nei  sedimenti  degli  oceani (cfr. capitolo  IV, punto  12). 
III. Da questa  analisi  risulta  che : 
- Per numerosi  elementi  del problema  posto dai residui  radioattivi  sono 
state quindi trovate  soluzioni  la cui  giustezza  è fisicamente dimostrata 
da una lunga esperienza.  Si tratta  sopratutto  delle  fasi della 
gestione  dei rifiuti  che riguardano il  breve e medio termine,  come il 
trattamento, l'imballaggio  e il deposito intermedio. 
- Non è  stato ancora dimostrato, invece,  che è  possibile  effeuttuare  lo 
smaltimento  delle  categorie  di residui  a vita lunga e ad  alta attività. 
La soluzione  di questo  problema  è considerata  uno dei  fattori  che con­
dizionano l'accettazione  dello sviluppo nucleare;  la Commisssioe  ritiene 
pertanto  che sia  indispensabile  fornire  una dimostrazione convincente 
anche se: 
. la necessità di  lasciar  "raffreddare"  i residui  ad alta attività per 
alcuni decenni esclude  la possibilità di  procedere industrialmente  allo 
smaltimento  prima  della  fine di questo  secolo; 
. lo smaltimento  si presta  difficilmente  a una  prova diretta  in quanto 
richiede  valutazioni  di sicurezza riguardanti il lungo termine  neces­
sariamente fondate  su prove accelerate  e su valutazioni  indirette. 
IV. Dato quanto  precede,  la Commissione  ritiene  che sia  necessario proseguire 
energicamente  l'azione comunitaria intrapresa  con successo  da molti anni 
e riconosciuta  dalle  istituzioni  comunitarie. 
Particolare  attenzione  dovrebbe  essere  inoltre  rivolta  all'attuazione  del­
le misure  di cui al  punto  2 del  piano d'azione  comunitario  (*). 
(*) "Esame,  a Livello  comunitario,  delle misure  capaci  di assicurare il  depo­
sito a Lungo  termine  o definitivo  dei residui  radioattivi  in condizioni 
normali" (punto  2 del  piano d'azione).  Nota:  i termini "deposito  defi­
nitivo" e "smaltimento"  sono sinonimi. 

- 4 -
Di conseguenza La  Commissione  ha deciso di seguire La seguente Linea 
di condotta : 
- Presentazione al Consiglio nel  1983/1984  - e in  conformità  agli 
obbiettivi  del programma  quadro  delle  attività  scientifique  e tecniche -
di nuovi programmi  di R & S, che saranno eseguiti sia dal Centro  Comune 
di Ricerca  (programma  1983-1987)  che nell'ambito di azioni a spese 
ripartite  (programma  1985-1989).  Questi  programmi  saranno imperniati in 
gran parte  sulla problematica  dello  smaltimento dei  residui  - condizio­
namento  dei residui  prima  dello  smaltimento, specifiche per il Loro 
smaltimento, controllo di  qualità,  smaltimento in formazioni geologiche -
compresi  quelli  amministrativi,  giuridici  e finanziari; 
- Incoraggiamento  della  cooperazione tra  Stati membri  sia al  Livello  delle 
Autourità  in materia di omologazione sia che nell'ambito  delle attività 
di R & S,  med^nte  opportune  disposizioni  per facilitare: 
a) la mobilità  e lo scambio di personale tra gli organismi  pubblici  o 
privati  che partecipano al  programma  comunitario di R & S di cui sopra; 
b) la negoziazione di  soluzioni  adatte  alle fasi successive del  programma. 
Tali disposizioni  dovrebbero sanzionare impegni  reciproci  dei parteci­
panti al programma  che, sino ad ora,  hanno  soltanto  vincoli  giuridici 
con la Commissione. 
- Studio, nell'ambito del piano di azione communitario,  dello  stato di  svi­
luppo, della fattibilità,  del costo e dell'eventuale calendario  delle 
varie fasi che devono  consentire la sperimentazione  pratica  delle  soluzioni 
scelte per lo smaltimento dei  residui  a vita lunga e ad  alta attività,  dal 
condizionamento  fino al progetto  pilota  di impianto di deposito  definitivo; 
prosecuzione  degli  studi di sicurezza già in corso. Le proposte d'azioni 
saranno presentate  contemporaneamente  alla proposta di  programma  di R & S 
1985-1989. 
- Promozione  di una dimostrazione - nel senso del punto III - di uno o più 
schemi di gestione dei  residui  radioattivi,  compreso  lo smaltimento in 
formazioni  geologiche. Lo  schema  prescelto potrebbe essere  messo  in appli­
cazione in più  siti o da più  instituzioni;  ogni sito considerato  dovrà 
presentare  caratteristiche  specifiche. Una cooperazione estesa all'esterno 
della Communità  dovrebbe consentire di rendere migliore la  qualità  della 
dimostrazione e di evitare le duplicazioni costose. 
- La Commissione  invita  gli Stati membri  a communicarle sin da ora, i  loro 
eventuali  progetti  relativi  alle azioni precedenti e, \n  particolare, 
quelli relativi  allo studio e realizzazione di impianti di deposito  speri­
mentale o di dimostrazione. 
- Il finanziamento  delle  azioni suddette potendo richiedere  interventi  comuni­
tari superiori  ai mezzi di  bilancio  assegnati ai  programmi  di R S S, la 
Commissione  non mancherà  di fare  delle proposte concrete per dare un 
seguito  favorevole ad eventuali  richieste  di finanziamento a condizione che 
i corrispondenti progetti raggruppino  interessi  manifestati da  diversi  Stati 
membri. 

COMMISSIONE 
DELLE 
COMUNITÀ  EUROPEE 
Direzione generale 
della Scienza, Ricerca e Sviluppo li 
Gestione  dei residui  radioattivi nella  Comunità: 
analisi  della  situazione attuale  e previsioni 
Indizzo  provvisorio- Rue de la Loi 200,  B-1049  Bruxelles - Telefono  7350040/7358030/7358040/7366000  - Indirizzo  telegrafico: "COMEUR Bruxelles" -
Télex:  "COMEU B  21877" 

INDICE 
Capitolo  I 
Produzione  di residui radioattivi negli Stati  membri  della Comunità:  situazione 
attuale e previsioni. 
1.1 Fonti di  produzione  dei residui radioattivi 
1.2 Categorie  di residui radioattivi 
1.3 Programmi  e lett  rcriuc  leari 
1.4 Previsioni sulla  produzione  di residui negli Stati  membri  della Comunità 
Capitolo  II 
Gestione  dei residui radioattivi negli Stati  membri  della Comunità: 
Situazione  attuale. 
11.1 Schemi  di gestione  dei residui radioattivi 
11.2 Disposizioni e strutture  operanti  negli Stati  membri  per assicurare  la 
gest ione 
11.3 Tecniche  ed impianti  attualmente  disponibili per il  trattamento  ed il 
condizionamento  dei residui 
11.4 Mezzi  disponibili per il  deposito  e lo smaltimento  dei residui 
Capitolo  III 
Gestione  dei residui radioattivi negli Stati  membri  della Comunità:  previsioni. 
111.1 Impegno  di R 8 S nella  Comunità 
111.2 Previsioni e  programmi  per le  tecniche  e gli  impianti  di trattamento  e 
di condizionamento  . 
111.3 Previsioni e  programmi  per il  deposito  e lo smaltimento  dei residui 
Capitolo  IV 
Conclusioni 
Bibliografia 1 
.3 
.5 
7 
.15 
16 
,20 
36 
,41 
43 
50 
54 
.58 

CAPITOLO  I 
Produzione  di residui radioattivi negli Stati  membri  della Comunità: 
situatione attuale  e previsioni 
1.1. Fonti di produzione  dei residui radioattivi 
La produzione  di residui  è inevitabilmente associata tutte  le attività  umane. 
In particolare,  l'impiego  di materiali radioattivi,  di origine naturale  o artifi­
ciale, genera  residui radioattivi  che è  indispensabile trattare, condizionare  e 
eliminare  in modo da garantime una  gestione  sicura  per l'uomo  e il suo ambiente 
per tutto  il periodo  di tempo  necessario. 
L'impiego  di tali materiali  determina anche la  produzione  di effluenti liquidi  e gas­
sosi che vengono  scaricati nelle  acque e  nell'atmosfera  conformemente  ai regolamenti 
di radioprotezione  in vigore  e sotto adeguato  controllo. Questi scarichi  sono 
comunicati  alla Commissione  delle  Comunità europee che  prepara  al riguardo relazi­
oni peri  odi che; non  trattandosi  però di  residui radioattivi veri  e propri,  non 
rientrano  nell'argomento  della  presente  relazione. 
Nella Comunità europea i  residui radioattivi  sono generati  essenzialmente  da tre 
tipi di attività (le attività  militari  esulano  dall'ambito  di questa  relazione): 
la produzione  di energia elettronucleare; 
le attività di  ricerca; 
le attività  industriali  e mediche  nelle quali  vengono  usati radioelementi. 
Alla produzione  di residui  possono  contribuire  così le  centrali elettronucleari  e 
i vari impianti  del ciclo del combustibile  ad esse associate, laboratori  e centri 
di ricerca, stabilimenti, officine  e ospedali.  L'importanza  relativa  di queste 
fonti varia  considerevolmente  da un paese  all'altro della  Comunità;  tutti  utiliz­
zano abitualmente  elementi  radioattivi  a scopi di ricerca, industriali  o terapeutici 
ma non  tutti,  sino ad oggi si sono  ancora  impegnati  nella realizzazione  di programmi 
elettronucleari,  programmi  dai quali traggono  origine  i residui  che contengono la 
maggior  parte della  radioattività. 
Le attività connesse con i  programmi  elettronucleari  determinano la  produzione  dei 
seguent  i resi  dui : 
a) Residui  a bassa attività  prodotti  durante  le fasi del ciclo del combustibile 
a monte del reattore nucleare,  cioè  l'estrazione  e il  trattamento  dei minerali 
di uranio contenenti radioelementi emettitori alfa  di origine naturale  (per 
esempio il  radio-226),  la conversione  in esafluoruro  di uranio, l'arricchi­
mento dell'uranio nell' isotopo  fissile  235 e la  fabbricazione degli  elementi 
di combustibile. Questi residui, detti tecnologici  e di processo  (*), sono 
costituiti  di materiali  contaminati  dagli isotopi dell'uranio. 
(*) I residui tecnologici  sono  costituiti,  per esmpio, da indumenti non  riutiliz­
zabili,  da stracci, carta, fogli  di plastica,  ecc., mentre i  residui  di pro­
cesso sono costituiti  dai materiali  utilizzati  specificamente  per un  determinato 
processo. 

- 2 -
b) Residui  a bassa e media attività  prodotti  durante  L'esercizio  dei reattori 
delle centrali elettronucleari  e degli impianti  di tutto il  ciclo del 
combustibile  ad essi associato.  Per quanto  riguarda  i reattori, questi 
residui sono in gran parte  costituiti  da concentrati ottenuti  per evapora­
zione, da resine  a scambio  ionico, dagli elementi  filtranti  dei circuiti 
dell'acqua  e dai  dispositivi  di purificazione degli effluenti gassosi, dalle 
soluzioni  di decontaminazione,  ecc.,  contenti, essenzialmente, prodotti 
d'attivazione  e tracce  di prodotti  di fissione  che possono  essersi  infiltrati 
nei circuiti  primari  di raffreddamento  del reattore  in seguito  ad un  cedimento 
delle guaine  degli elementi  di combustibile. 
c) Residui  a bassa,  media e alta attività  prodotti nella fase  del ciclo del com­
bustibile  a valle del reattore nucleare soprattutto  durante  il ritrattamento 
delcombustibi  le esaurito  (**);  questi residui  comprendono  i prodotti  di fis­
sione, gli elementi transuranici,  come l'americioe il curio,  e tracce  di 
plutonio  (cioè  radioelementi generati  nel reattore  e liberati  per effetto 
della dissoluzione  del combustibile  nel corso del ritrattamento). 
E' opportuno  segnalare  che il  ritrattamento  del combustibile esaurito  non rappre­
senta una fonte supplementare  di radioattività  in quanto i radionuclidi  sono già 
presenti  nel combustibile esaurito  prima del suo  eventuale ritrattamento. 
Le attività  non connesse  alla realizzazione  dei programmi  elettronucleari  generano 
principalmente residui  a bassa attività . 
a) I residui  più abbondanti  provengono  dai centri  di ricerca nucleare  e sono 
simili a quelli generati dall'esecuzione  dei programmi  elettronucleari. 
b) Nel  settore industriale  ed in  quello  medico,  i residui  provengono  dalla 
produzione  e dall'impiego  di radioisotopi.  Si ricordano,  per esempio,  i con­
trolli non distruttivi  effettuati dall'industria  con sorgenti  di radiazioni 
gamma o di neutroni,  la radiosterilizzazione  di prodotti alimentari, chi­
rurgici,  La terapia  al cobalto nella lotta contro il cancro,  ecc. 
(**) Con questa  operazione  si separano  l'uranio  e il plutonio incombusti dalle 
"ceneri" della  combustione  nucleare. L'uranio  ed il plutonio  così "puri­
ficati" possono  essere  successivamente  riciclati. 

- 3 -
1.2. 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 
tipo 
dezza e contenere radioattività che può variare di numerosi ordini di gran-
E' ovvio che tale diversità, cui corrispondono potenziali perturbazioni ambientali 
estremamente differenti, richiede gestioni di  tipo  diverso. E' opportuno quindi 
classificare  i residui radioattivi in categorie. Anche se attualmente non esista 
una classificazione accettata come standard internazionale o comunitario, quella 
proposta dall'AIEA 
riferimento oer numerosi laboratori ed  imDianti  nucleari (1). 
La maggior parte delle classificazioni esistenti risponde ad esigenze operative; 
alcune  vengono pertanto utilizzate unicamente per le esigenze interne di taluni 
organismi,  altre hanno un campo d'applicazione regionale ed eventualmente  nazi­
onale,  e altre ancora sono usate a  fini  teorici,  soprattutto  per studi gloabali 
e di  sicurezza. 
Questa  situazione permette di garantire in modo prammatico una buona gestione 
dei residui e la protezione dell'uomo e del suo ambiente. Risulta invece  dif­
ficile procedere a valutazioni generali,  soprattutto  quando devono riguardare 
molti  paesi,  come è il  caso  della Comunità europea. 
La classificazione utilizzata in questa relazione, e descritta in appresso, è 
stata scelta perchè consente di rappresentare meglio, per la Comunità, i dati 
quantitativi  sui residui radioattivi,  trattati  e condizionati,  prodotti  negli 
Stati membri (e dal Centro comune di ricerca della Comunità).  Essa  offre  in­
oltre  il vantaggio di poter classificare i residui radioattivi in categorie che 
corrispondano ai  criteri  di smaltimento attualmente seguiti o previsti negli 
Stati membri (cfr. capitolo II e III). 
Vengono  considerate  quattro  principali categorie di residui: per i residui non  trattati  costituisce una specie di 
residui a  bassa  attività; 
residui a media attività; 
residui alfa; 
residui ad alta attività. 
Queste  categorie, cosi come l'appartenenza di un "tipo" di residuo ad una 
categoria  piuttosto  che ad un'altra, non hanno, ovviamente alcun carattere noi— 
mativo 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. 
Si tratta  essenzialmente delle radiazioni alfa, beta e gamma. 
Agenzia  Internazionale dell'Energia Atomica. (**) 

- 4 -
a) La categoria dei residui a  bassa  attività comprende i residui (principal­
mente quelli tecnologici) che contengono o potrebbero contenere emetti­
tori  beta-gamma ed  emettitori  alfa, essenzialmente di origine naturale, 
in debole concentrazione (e quindi a  bassa  attività) provenienti dai centri 
di ricerca, dall'impiego industriale e medico dei radioelementi 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 (*). 
b) La categoria dei residui a media attività comprende residui di processo 
contenenti principalmente  emettitori  beta-gamma in concentrazioni relati­
vamente importanti. La maggior parte dei residui di questa categoria è pro­
dotta dalle cent,ali elettronucleari (resine a scambio ionico, elementi 
filtranti,  concentrati  ottenuti  per evaporazione, ecc.) La concentrazione 
degli  emettitori  alfa nei residui appartenenti a questa categoria è iden­
tica a quella dei residui a  bassa  atticità  (*). 
c) La categoria dei residui alfa (*) comprende i residui tecnologici e di pro­
cesso,  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  ritratta­
mento del combustibile esaurito. Una parte di questi residui è costituita 
da residui a  bassa  attività contenenti essenzialmente  emettitori  alfa, e 
una parte comprende residui a media attività contenenti  emettitori  alfa, 
beta e gamma generati negli impianti di  ritrattamento,  per esempio, frammenti 
delle guaine e  parti  strutturali  degli elementi di combustibile. 
d) La categoria dei residui ad alta attività comprende, nella presente rela­
zione,  unicamente residui  vetrificati  contenenti le "ceneri" della combu­
stione nucleare  (prodotti  di fissione ed elementi transplutonici che sono 
emettitori  alfa e beta-gamma). 
(*) Nella  R.F. di Germania i residui alfa sono inclusi tra i residui a  bassa 
e media attività considerato che i  rifiuti  di tutte  le categorie saranno 
seppelliti in formazioni geologiche profonde. 

- 5 -
1.3. Programmi elettronucleari 
La produzione di residui radioattivi  connessa  con i programmi elettronucleari 
è direttamente proporzionale all'importanza di tale programmi. E" opportuno 
quindi ricordarne l'evoluzione e valutarne le previsioni. 
Molti paesi della Comunità hanno costruito centrali nucleari già alla fine 
degli anni '50. La potenza elettronucleare installata negli  attuali  dieci 
Stati membri è passata gradatamente da 0,48 GWe nel 1960 a 7,5 GWe nel 1970 ed 
era di circa 28 GWe nel 1980. 
Per quanto riguarda il  futuro,  le previsioni formulate a fine 1980 sullo svilup­
po dei programmi elettronucleari da qui al 2000 sono riassunte nella tabella 1.1 
nella  quale è indicata, per ogni singolo paese e per alcuni anni chiave, la 
potenza  elettronucleare netta installata, in corso di installazione e in progetto 
alla  fine dell'anno considerato 
Le riserve relative alle previsioni sui programmi elettronucleari sono valide 
anche  per le previsioni sulla produzione dei residui radioattivi connessi a  tali 
'programmi e verranno ricordate nel paragrafo  successivo. 
Nella  tabella sono  riportati  i principali valori indicati nella relazione del 
comitato consultivo "ad hoc" per il  ritrattamento  dei combustibili nucleari 
irraggiati  (C0REC0M)  (2). Tuttavia, quelli relativi ai programmi francese, 
olandese  e inglese sono stati riveduti tenendo conto: 
delle  modifiche intervenute recentemente in Francia nel programma di 
costruzione  di centrali elettronucleari; 
- della attuale politica olandese nel settore dell'energia nucleare; 
- delle centrali elettronucleari ad uranio naturale  (reattori  Magnox) già 
in servizio nel Regno Unito la cui potenza installata non era stata presa 
in considerazione nella relazione  C0REC0M. 

- 6 -
TABELLA  1.1. : Programmi elettronucleari degli Stati membri della Comunità europea 
Potenza  netta installata a fine anno (GWe) 
PAESE a) Centrali in esercizio , in costruzione e in progetto 
b) unicamente le centrali in esercizio, e in costruzione 
1980 1985 1990 1995 2000 
BELGIO  (1) a) 1,65 5,5 5,5 5,5 5,5 
b) 1,65 5,5 5,5 5,5 5,5 
DANIMARCA a) 0 0 0 (1,30) (2,60) 
(2) b) 0 0 0 0 0 
RF di a) 8,95 18,2 29,6 40 53 
GERMANIA b) 8,95 18,2 29,6 29,6 29,6 
FRANCIA a) 10 39 58. 75 90 
b) 10 39 44 44 39, • 
IRLANDA a) 0 0 0 0,6 2 
(3) b) 0 0 0 0 0 
ITALIA (4) a) 1,24 1,24 7,2 13,2 21 
b) 1,24 1,24 3,2 3,2 3,1 
PAESI a) 0,51 0,51 0,51 0,51 0,51 
BASSI b) 0,51 0,51 0,51 0,51 0,51 
REGNO a) 6 10 11 15 20 
UNITO b) 6 10 10 9 8 
(1) Non è stata presa nessuna decisione in merito allo sviluppo del programma 
nucleare dopo il 1985. 
(2) Si tratta  dei valori medi di un campo di variazione delle previsioni il cui 
limite  inferiore è zero. 
(3) Stima  molto approssimativa. 
(4) La potenza installata di 21 GWe nel  2000  risulta da un' estrapolazione 
che fino  ad ora non è stata accettata dalle autorità governative. 
N.B.  : Per il momento il Lussemburgo non ha intenzione di costruire 
centrali nucleari; per quanto riguarda la  Grecia,  la Commissione 
non ha ricevuto in tempo informazioni su un eventuale programma 
nucleare. 

- 7 -
1.4. Previsioni  sulla produzione di residui negli Stati membri della Comunità 
Le stime sotto indicate riguardano la produzione annua di residui radioattivi 
trattati  e condizionati  connessa  con i Droarammi elettronucleari e con i vari 
impianti del ciclo del combustibil 
proveniente dalle attività di ricerca, dalla produzione di radioelementi e dal 
loro impiego nell'industria, in medicina, ecc., e sono basate sui dati nazionali 
communicati dai delegati degli Stati membri al Comitato consultivo per la gesti­
one del programma "Gestione e deposito dei residui radioattivi" della CCE. nonché la produzione di residui radioattivi 
Le stime si estendono su venti anni (1981 - 2000), ma quelle relative al primo 
decennio  sono più attendibili per i seguenti motivi: 
E' opportuno ricordare che le stime presentate comprendono anche materiali che 
sono  soltanto sospetti di contaminazione radioattiva. La  futura  introduzione 
di valori minimi (valori "de minimis"), attualmente in discussione a livello 
internationale, permetterà di stabilire valori di soglia al di sotto dei quali 
non saranno necessarie speciali precauzioni per questi materiali. Con l'applica­
zione  di tali  valori si potrà  ridurre  considerevolmente il volume dei residui 
a bassa  attività indicato nelle tabelle seguenti. 
Esclusi  i residui a  bassa  attività provenienti dall'estrazione e dal  tratta­
mento dei minerali di uranio e quelli  prodotti  in seguito alle operazioni di 
smantellamento delle centrali elettronucleari e di  altri  impianti nucleari. 
Per questi  ultimi  residui va notato che sebbene alcune centrali elettronucle­
ari verranno messe definitivamente  fuori  servizio prima della fine del  secolo, 
le operazioni di smantellamento incominceranno soltanto in un secondo momento 
e i residui, o per lo meno la maggior parte di  essi,  verranno  trattati  e 
condizionati dopo il 2000. Le stime riguardanti il loro volume sono in corso 
a livello comunitario nell'ambito del programma di ricerca e sviluppo della 
CCE "Chiusura e smantellamento delle centrali nucleari" (GU L 83/19 del 3/4/'79) 
e saranno probabilmente disponibili alla fine di tale programma (1983). * le stime connesse con i programmi elettronucleari sono  altrettanto  incerte che 
i programmi  stessi,  i quali a lungo termine danno adito a incertezze notevoli; 
considerato  il progresso tecnologico in generale e le attività di ricerca e 
di sviluppo di alcuni Stati membri, nei prossimi anni saranno utilizzabili 
processi  di trattamento  e di condizionamento dei residui che consentiranno 
di ottenere migliori  fattori  di riduzione del volume. Qualsiasi progresso 
in questo settore ridurrà la quantità dei residui che sarà quindi inferiore 
a qualla indicata nelle tabelle seguenti; 
la scelta del  tipo  e dell'  importanza del procedimento da uti li zzare .per il 
trattamento  e il condizionamento dei residui dipende in larga misura dalle 
tecniche che saranno impiegate per lo smaltimento e deve essere ottimizzata 
tenendone conto. Dato che alcuni Stati membri non hanno ancora operato una 
scelta  definitiva, la quantità dei residui  trattati  e condizionati è quindi 
ancora  molto incerta. -
-
-

I 
- 8 -
Le stime relative a ciascuno Stato membro sono state  ripartite  tra le  quattro 
categorie di residui di cui al paragrafo 1.2 e sono presentate, per periodi 
di cinque anni, nelle tabelle 1.2, 1.3, 1.4 e 1.5, rispettivamente per i residui 
a bassa  attività, media attività, alfa e alta attività. I dati sono stati in­
oltre  cumulati categoria per categoria e rappresentati nel diagramma 1.1 per la 
Comunità nel suo complesso. 
E' probabile che la produzione di questi residui aumenti nei  quattro  periodi 
considerati;  è molto difficile, però, effettuare, stime attendibili. 
Inoltre  anche in questo settore è lecito prevedere migliori  fattori  di ridu­
zioni  del volume. I dati relativi ai residui connessi con i programmi elettronucleari sono basati 
sulla  potenza netta, installata fine anno, delle centrali in esercizio, in  cos­
truzione e in progetto di cui al punto a) della tabella 1.1. In alcuni  casi  però 
si è tenuto  conto di un certo tempo d'attesa necessario prima di poter  trattare 
e condizionare i residui. 
Va segnalato, infine, che la produzione di residui legata alle attività di ricerca 
nucleare  e all'impiego industriale e medico dei radioelementi, residui il cui 
volume è già compreso nei dati delle tabelle precedenti, è stata supposta  cos­
tante  nei  quattro  quinquenni considerati nella presente relazione (*). La per­
centuale delle quantità di residui generati da queste attività rispetto alla 
quantità  totale  di residui  prodotti  diminuirà  senza  dubbio con il tempo in quanto 
il loro tasso di aumento sarà inferiore a quello degli  altri  tipi  di residui (cfr. 
tabella  alla pag. 14). Per il momento, comunque,  essi  rappresentano ancora una 
alta percentuale dei residui complessivamente  prodotti  in ciascuno degli Stati 
membri della Comunità, particolarmente in quelli la cui potenza elettronucleare 
attualmente installata è nulla o minima come, per esempio, la Danimarca,  l'Italia 
e i Paesi  Bassi.  Tuttavia, alle fine del  secolo,  la loro quantità effettiva  cos­
tituirà soltanto una piccola parte di  tutti  i residui  prodotti  soprattutto  nella 
Repubblica  federale di Germania, in Franciaenel Regno Unito. 
Analizzando  le tabelle e il diagramma precedenti si rileva che: 
a) la maggior parte dei residui appartiene alla categoria dei residui a  bassa 
attività  (oltre  il 77% del volume  totale  dei residui  trattati  e condizionati, 
prodotti  fino  alla fine del secolo). Tuttavia questi residui contengono una 
piccola  frazione della radioattività globale della totalità dei residui; 
b) i residui a media attività e quelli della categoria alfa rappresentano ris­
pettivamente il 17 e il 5% del volume totale; 
c) i residui ad alta attività  trattati  e condizionati  fino  al 2000 rappresentano 
meno dello 0^,3% del volume complessivo di residui  prodotti  nella Comunità. I 
residui di questa categoria contengono la quasi totalità della radioattività 
di tutti  i residui. 
(*) 

Tabella  1.2. Produzione  di residui  a bassa  attività  di  qualsiasi origine,  trattati  e condizionati,  nei  vari Stati membri 
della  Comunità (centrali  in  esercizio,  in costruzione  e in  progetto  - ipotesi  a)  della tabella  1.1). 
PAESE 
Be Ig i o 
Danimarca 
RF di Germania 
Frane  ia 
Italia 
Paesi  Bassi 
Regno  Unito 
Tota  le genera  le : Quantità  di  residui  riferiti  a periodi  di 5  anni ( in • 
1981-1985 !l  986-1990 '.  1991-1995.* 1996-2000!  TOTALE 
7.000 I 11.000 I 13.000 ' 12.000 '. 43.000 
-loo ! ioo : ioo : 7oo : 1.000 
• • • • 
31.000 41.000 I 57.000 44.000 .*  193.00C • • • • 
101.000 ' 118.000 ! 129.000 ". 140.000 '. 488.000 
• • • • 
5.000 ! 5.000 . 12.000 . 18.000 .  40.00C 
• • • • 
4.500 ; 4.500 ; 4.500 \ 4.500 ; 18.000 
120.000 : 120.000 ; 120.000 : 120.000 : 480.000 • • ? : 
268.600 ' 299.600 - 335.600 : 359.200 1.263.000 Osservaz  ioni 
In queste quantità sono compresi anche  i residui 
provenienti  dal  combustibile  ritrattato  all'estero. 
Nelle  quantità  è compresa  una  parte  dei  residui alfa. 
In queste quantità sono compresi anche  i residui 
provenienti  dal  combustibile  ritrattato  all'estero. 
N.B. La Commissione  non ha  ricevuto  in  tempo informazioni  sui  residui  prodotti  in  Grecia,  in  Irlanda  e in  Lussemburgo. 

Tabella  1.3. 
PAESE 
Belgio 
Danimarca 
R.F. di 
Germania 
Frane  ia 
Italia 
Paesi  Bassi Quantità  di  residui  a media attività  trattati  condizionati,  prodotti  nei  vari Stati membri oella Comunità 
(centrali  in  esercizio.in costruzione  e in  progetto  - iposeti  a)  della tabella  T 1 ) 
•* 1 " TTn 
Regno  Unito 
Totale General Quantità  di  residui  riferiti  a periodi  di 5  anni m3) 
1981-1985 
600 
31.000 
1.500 
250 
10.000* 
43.350 1986-1990 
1.000 
45.000 
1.500 
250 
10.000* 
57.750 1991-1995 
800* 
16.000* 
51.000 
7.000 
250 
11.000* 
86.050 1996-2000 TOTALE 
100* 
200 
25.000* 
58.000 
13.000 
250 
12.000* 
108.550 900 
200 
42.600 
185.000 
23.000 
1.000 
43.000 
295.700 Osservazioni 
Residui  provenienti esclusivamente  dal  combustibile 
ritrattato  all'estero. Conformemente alle prassi  di 
gestione seguite  in  Belg.io,  i residui  di  questa categoria 
sono  compresi  tra  miei  li a  bassa  att.ività.  , 
Le quantità  effettive  essendo inferiori  a 1  m3/anno  non 
sono  comprese  in  questa tabella. 
Nelle quantità  è compresa  une  parte  dei  residui alfa. 
In queste quantità sono compresi anche  i residui provenien­
ti dal  combustibile  ritrattato  all'estero. 
In queste quantità sono compresi  i residui  non  trattai  e 
non condizionati, considerando  un  volume equivalente  di 
residui trattai. 
N.B.  : La Commissione  non ha  ricevuto  in tempo informazioni  sui  residui  prodotti  in Grecia,  in Irlanda  e in  Lussemburgo. 

Tabella  1.4 Volume  di 
(centra  li residui alfa  trattati  e condizionati,  prodotti  nei  vari Stati membri 
in esercizio  in  costruzione  e in  progetto  - ipotesi  a)  della tabella 
Paese 
Belgio 
Danimarca 
R.F. di 
Germania 
Frane  ia 
Italia 
Paesi  Bassi 
Regno  Unito 
TOTALE  GENFRALE Quantità  di  residui  riferiti  a periodi  di 5  anni 
(in m3) 
'1981-1985  * 1986-1990*  1991-1995"  1996-2000*  Totale 
• • • 
2.300 
7.000 
600 
5.500 
15.400  ! 16.800 ! 22.750 ! 23.950 ! 78.900 450 
10.000 
850 
5.500 1.350 
13.000 
850 
50 
7.500 700 
15.500 
200 
50 
7.500 4.800 
45.500 
2.500 
100 
26.000 0s servaz ioni 
Residui  prodotti  in  periodi anteriori  e mantenuti  in 
deposito,  che  varranno condizionati durante  il  periodo 
considerato  . 
+ In  queste quantità sono compresi anche  i residui pro­
venienti  dal  combustibile  ritrattato  all'estero. 
Le quantità  di  residui alfa sono comprese nelle categorie 
di residui  a bassa  e media attività. 
In queste quantità sono compresi anche  i residui  prodotti 
prima  del  periodo considerato  ma  trattati  e condizionati 
durante  detto  periodo. 
In queste quantità sono compresi anche  i residui prove 
nienti  dal  combustible  ritrattato  all'estero. 
Residui  provenienti  dal  combustibi  le ritrattato  al-
l' estero. 
In queste quantità sono compresi anche  i residui  non 
trattati  e condizionati, considerando  un  volume 
equivalente  di  residui  trattanti. 
I.B. : La  Commissione  non ha  ricevuto  in  tempo informazioni  sui della  Communità 
1.1) 
residui  prodotti  in  Grecia,  in  Irlanda  e in  Lussemburgo. 

Tabella  1.5 : Quantità di residui ad alta attività  trattati  e condizionati,  prodotti  nei vari Stati membri della 
Cominità (centrali in esercizio,in costruzione e in progetto - ipotesi a) della tabella I. N 
* 
Paese  ' Quantità di residui  'riferiti  a periodi di 5 anni : 
(in m3) : Osservaz  ioni * 
Paese  ' 
1981-1985; 1986-1990; 1991-1995J 1996-2000* TOTALE  : Osservaz  ioni 
Belgio  : ; ; 70* ; 75* ; 145 ; * In queste quantità sono compresi anche i residui pro­
venienti dal combustibile  ritrattato  all'estero. 
Danimarca : \ i 
R. F. di '. 
Germania ; 250*  \ 375*  j 625 ! . * In.queste quantità sono compresi anche i residui prove-
; nienti dal combustibile  ritrattato  all'estero. 
Francia ' 190 ! 580 ; 850 ! 1.230 j 2.850  j Residui  provenienti unicamente dal ritrattamento del 
combustibile nazionale. 
1 Italia \ [ - \ I 125* | 135* ' ; 260 : * In queste quantità sono compresi anche i residui prove-
: nienti dal combustibile  ritrattato  all'estero. 
Paesi  Bassi  " \ | - ; I s* ; 15* : 20 ' * Residui provenienti dal combustibile  ritrattato  all' 
• estero. 
: Regno Unito ! 
! A0° ! 400 800 ; Residui provenienti unicamente dal ritrattamento del 
; combustibile nazionale. 
: TOTALE  GENERALE ' 190 ' i 580 ; 1.700 : 2.230 : 4.700 
N.B. : La Commissione non ha ricevuto in tempo informazioni sui residui prodotti in Grecia,in Irlanda e in Lussemburgo. 

- 13 -
350,000H 
300.000  J 
250.000  H 
100.000  J 
50. 000 Residui  a bassa  attività 
Residui  a media attività 
Residui  emettitori  alfa 
Residui  ad  atta attività 
1981-1985 1986-1990 1991-1995 1996-2000 
Fig. I.1.: Produzione  di residui radioattivi  di  qualsiasi origine nella 
Comunità  (riferita  a periodi  di  cinque anni). 

- 14 -
Paesi Percentuale  in volume, rispetto alla produzione totale, 
dei residui provenienti dalle attività di ricerca e 
dall'impiego di radioelementi Paesi 
1981 - 1985 1995  - 2000 
Be Lgi o 30 20 
Dani  marca 100 40 
Franci  a 20 6 
R.F.  di Germania 30 10 
Italia 50 12 
Paesi  Bassi 40 20 
Regno  Unito 15 10 
d) Nel periodo considerato l'aumento della produzione dei residui a  bassa  e media 
attività segue un andamento praticamente lineare. Va segnalato, però, che 
tale aumento è inferiore a quello con cui cresce la potenza elettronucleare 
installata,  essenzialmente, perché, come già ipotizzato, è molto probabile che 
in futuro  vengano applicate nuove tecniche di  trattamento  e di condizionamento 
che permetteranno di ottenere migliori  fattori  di riduzione del volume. 
e) Il tasso di crescita non lineare del volume dei residui alfa è spiegabile con 
il fatto  che buona parte di  essi  è costituita da residui provenienti dagli 
impianti di ri  trattamento  del combustibile esaurito, che,, a partire dalla fine 
degli anni '80, verrà  ritrattato  in quantità sempre maggiore. 
E' opportuno infine segnalare che nelle quantità di residui indicate nelle tabelle 
precedenti sono compresi  tanto  il volume dei materiali radioattivi che costituis­
cono  i residui stessi quanto quelli delle materie  inerti  (cemento, bitume, polimeri, 
vetro, ecc.) necessarie per il loro condizionamento che rappresenta una gran parte 
del volume "finale" dei residui condizionati.  Inoltre,  i valori indicati nelle 
tabelle tengono anche conto del volume dei contenitori  (fusti  metallici, conteni­
tori  in calcestruzzo, ecc.) in cui vengono confinati i residui condizionati (*). 
Nel caso  dei residui ad alta attività vetrificati, il volume dei contenitori è 
di un  fattore  1,25 - 1,3 maggiore di quello del blocco di vetro che contiene i 
residui veri e propri. 
(*) I valori relativi al la 
volume dei contenitori Repubblica  Federale 
in calcestruzzo. di Germania non tengono conto del 

- 15 -
CAPITOLO  II 
Gestione  dei residui radioattivi negli Stantii  Wtetltterii 
della  Comunità: situazione  attutite 
II.1. Schemi di gestione dei residui radioattivi 
La gestione dei residui è volta essenzialmente a garantii re llaa siicfwgaizai e3 
la protezione delle generazioni attuali e  future  e «teiU'amrtoiiemTtt* iirm cernii 
vivono  fino a quando le sostanze radioattive in essi comtemate rmsjm  attìbiiaìTtP 
raggiunto, per decadi mento radioattivo. Livelli i im©f f erms  iiwii-
A tal fine,  essa  deve, in particolare, conforimiarsi aii priirmcciifpii  aj^irffirroBllii  dtellllaa 
protezione radiologica. 
La gestione comprende la raccolta, la cernita, "IL trattttaTrrrffirmttcsv iilL cDsmtìizziicarta--
mento, il trasporto, il deposito ed infine lo siraalLtiiimamttaB  afeli  rnesiiatkrii» (Hiessttee 
differenti  attività sono strettamente collegate tra  dlii  ILffim»  iirm  nreoLlltii martìri.. TTiLttttaa--
via,  per motivi di semplicità, si possono distiiragwierre dime flariirmxiitPfflU-ii  gjruffrpii  cHi 
attività (*): 
a) le attività inerenti al  trattamento  e al  carrndliiziinitrito,,  (crianè  ILce  aqpsrrcBziicornii 
industriali di trasformazione intese a dare aii ir ti  uuma  ffa»rrnrea  «dialLLUB  aaLlllaa 
movimentazione, a l deposito e allo sua Iti  «Beirut©; 
b) le attività inerenti allo smaltimento che py© essere effettiuiat©  siia  suuULlLaa 
crosta  terrestre (seppellimento a  bassa  profondità, dep©siitt©  dlefiirmiittiiwìD  iirm 
formazioni geologiche continentali) che in «are CaffOTdaimermt©  imelLIL"©ceamBD^ 
seppellimento sotto il fondo degli oceani). 
La gestione comprende anche la scelta delle tecniche e la progettazioime afeaglLii 
impianti da utilizzare, tecniche sulle quali hanno una grande incidenza* ii  fat­
tori  tecnici, sociali ed economici. 
Infine,  la gestione deve essere realizzata nel quadro di di sposi ziomì dtne iimr-
eludono un'esecuzione ed un controllo adeguati. 
Gli schemi di gestione dei residui radioattivi già seguiti o in preparasiicarms 
negli Stati membri della Comunità cercano di tener conto di queste waHs (amr-
siderazioni  e coinvolgono organismi pubblici e privati, industriali! ® rmamnaittiivyii.. 
(*) Le operazioni inenerti al trasporto rappresentano un cas© fp>asrr1t"HcccfelLa&rr^ otteU. 
trasporto delle materie nucleari in generale e non rìguiarrdja/ma  iirm  nrrRctto 
specifico  La gestione dei residui radioattivi. 

I 
- 16 -
II.2. Disposizioni e  strutture  operanti negli Stati membri per assicurare La  
gestione 
Nella  maggior parte degli Stati membri, le attività inerenti al  trattamento  ed al 
condizionamento dei residui (attività del primo gruppo), sono svolte direttamente 
dai produttori  stessi dei residui nel luogo di produzione (esercenti degli im­
pianti industriali del ciclo del combustibile nucleare, dei centri di ri  cerca  ecc.), 
fatta  eccezione tuttavia, dei residui generati dall'impiego medico e indus­
triale dei radioelementi il cui  trattamento  e condizionamento sono, in taluni 
casi,  centralizzati. Le attività inerenti allo smaltimento (attività del se-
condogruppo) competono invece agli organismi nazionali o, direttamente, alle 
autorità nazionali. 
Avendo  fornito  un quadro generale della gestione dei residui radioattivi, che 
può variare da paese a  paese,  è opportuno ricordare brevemente quali siano oggi 
nei vari Stati membri L^  struttura  e i principi amministrativi essenziali di 
tale gestione. 
In Belgio il deposito, lo scarico e lo smaltimento dei residui radioattivi 
sono  disciplinati dalle disposizioni del regio decreto del febbraio 1963 sulla 
protezione della popolazione e dei lavoratori contro i pericoli delle radiazioni 
ionizzanti,  decreto che stabilisce, tra  l'altro,  lo schema delle ispezioni e 
delle autorizzazioni relative alle varie operazioni nucleari, comprese quelle 
sui residui radioattivi. Con legge dell'agosto 1980 è stato  istituito  un orga­
nismo nazionale per i residui radioattivi e per le materie fissili,  l'ONDRAF/ 
NIRAS,  confermato successivamente con regio decreto del marzo 1981 che ne  cos­
tituisce lo statuto. Le competenze di questo organismo riguardano il trasporto 
(organizzazione,  coordinamento e registrazione) dei residui radioattivi, il depo­
sito intermedio (responsabilità), salvo quello  effettuato  negli impianti di pro­
duzione dei residui non  trattati  e condizionati e  tutte  le operazioni di smalti­
mento dei residui, precedute o meno da un deposito intermedio del quale è incari­
cato.  Per quanto riguarda il condizionamento dei residui, il compito dello 
organismo è complementare a quello degli esercenti degli impianti principali 
del ciclo del combustibile. L'organismo è  inoltre  responsabile della definizione 
dei criteri  di qualità per i residui condizionati, dell'accettazione dei metodi 
di condizionamento e del controllo di qualità dei residui condizionati. 
In Dani marca, in pieno accordo con il Servizion Nazionale della pubblica sanità, 
il laboratorio nazionale di Ris<6 è l'unico organismo che assicuri agli utilizza­
tori  di sostanze radioattive (ospedali, industria, ecc.) un servizio di gestione 
dei residui. La gestione di  tali  residui e di quelli  prodotti  dal laboratorio di 
Risi viene  effettuato  in conformità dei principi stabiliti dalle leggi atomiche 
Tutti  i paesi che svolgono un'attività nucleare garantiscono che l'esposi­
zione  alle radiazioni  connessa  con tale attività e, di conseguenza, con la 
gestione dei residui radioattivi, è inferiore ai  limiti  fissati. Le dis­
posizioni  comunitarie e nazionali emanate in questo settore non rientrano 
nel quadro specifico della presente relazione. 

- 17 -
danesi . La  direzione generale  del  sistema  è affidata all'autorità danese  in­
caricata  della normativa nucleare. Fino  ad ora non è  stata presa alcuna decisione 
in riferimento allo smaltimento  dei  residui mantenuti  in  deposito  a Risi. 
Benché  in  Danimarca  non  funzioni ancora nessuna centrale elettronucleare,  l'a­
genzia  danese  per la  protezione dell'ambiente studia  gli  aspetti connessi  con la 
gestione  dei  residui  ad  alta attività allo scopo  di valutare  le  indagini svolte 
dalle  aziende elettriche sulla fattibilità  di un  eventuale smaltimento  dei  resi­
dui ad  alta attività  in  formazioni geologiche saline. 
Nella  Repubblica federale  di  Germania  il governo,  per  "chiudere"  il ciclo  del 
combustibile nucleare,  ha  messo  a punto  un  sistema integrato della "parte finale" 
del ciclo stesso Il sistema comprende  tutte  le attività  e tutti  gli  impi­
anti  della "parte finale"  del  ciclo  del  combustibile, cioè  la  gestione  del  com­
bustibile esaurito  e dei  residui radioattivi.  Il  auarto emendamento  deL 1976 
alla  "legge atomica tedesca" 
il governo  e l'industria interessata.  Il  governo federale  è responsabile  del 
confinamento  e dello smaltimento  dei  residui, compito  che è  stato affidato alla 
Agenzia  federale "Physikalisch-Technische BundesanstaIt"  (PTB) la  quale deve pro­
gettare, costruire  e gestire  gli  impianti necessari. All'industria spetta invece 
la progettazione,  la  costruzione  e la  gestione degli  altri  impianti della parte 
finale  del  ciclo compresi quelli  per il  trattamento  e il  condizionamento  dei 
residui.  Tale industria comprende  tutte  le  aziende elettriche  che  gestiscono 
centrali elettronucleari  le  quali hanno costituito  la  "compagnia tedesca  per il 
ritrattamento  del  combustibile nucleare"(****)  per  adempiere  ai compiti imposti 
dalla  legge. definisce  e ripartisce  le responsibilità  tra 
I residui radioattivi  che  provengono dall'impiego  dei  radioisotopi afini medici, 
industriali  e di  ricerca devono essere consegnati  per  legge agli impianti  cen­
trali  di  deposito costruiti  dai  Lànder La responsibi lità dello smalti­
mento  di tali  residui incombe invece all'Agenzia federale PTB. 
In Francia , i ricercatori  del  Commissariat  à l'Energie Atomique (CEA) studiano 
da circa  trent'anni  tutti  gli  aspetti della gestione  dei  residui radioattivi, 
compreso,  dopo  il 1969, anno  in cui è  stato  istituito  il "Centre  de  stockage 
de la  Manche"  per i  residui  di  bassa  e media attività, quello dello smaltimento. 
Per dieci anni, tale Centro  è stato gestito  per  conto  del  CEA  da una  società 
privata. 
Ultimamente,  lo  sviluppo  del  programma francese delle centrali elettronucleari 
ha indotto  i poteri pubblici  ad  intensificare l'attività inerente allo smalti­
mento  dei  residui  e a  conferirle  un  carattere industriale. 
(*) 
(**) 
(***) 
(****) 
(•****) Lov om  nukleare anlaeg (atomanlaeg)  no. 170, del 16  maggio  1962 e  parte 
del Lov om  sikkerhedsmaessige  og  milidmaessige forhold  ved  atomanlaeg 
m:v. no. 244 del 12  maggio  1976 
"Integriertes  Entsorgungskonzept" 
"Deutsches  Atom-Gesetz" 
"Deutsches  Gesellschaft  fur  Wiederaufarbeitunq  von  Kernbrennstoffen 
mbH"  (DWK) 
"LandessammeIstel  len" 

- 18 -
In previsione di ciò, il 7 novembre 1979 è stato  istituito  un organismo centrale: 
l'Aqenzia  Nazionale per la gestione dei  rifiuti  radioattivi  (ANDRA). 
Nel quadro delle disposizioni legislative e normative,  l'ANDRA  è incaricata: 
- di assicurare la gestione dei centri di smaltimento direttamente o per il 
tramite  di terzi che agiscono per suo conto; 
di progettare, di costruire e di insediare i nuovi centri di smaltimento e 
di svolgere  tutti  gli studi necessari a tal fine, in particolare quelli che 
riguardano le previsioni sulla produzione di residui; 
- di fissare, di concerto con i  produttori  di residui, le specifiche per il 
condizionamento dei residui radioattivi prima che vengano  trasferiti  nei 
centri di smaltimento; 
- di contribuire alle ricerche, agli studi e ai lavori riguardanti i processi 
gestionali a lungo termine dei residui radioattivi e la loro destinazione 
finale. 
Il CEA è l'organismo che svolge la ricerca fondamentale e  mette  a punto i pro­
cessi  di condizionamento dei residui. Gli esercenti degli impianti che produ­
cono  residui radioattivi sono responsabili del loro condizionamento conforme­
mente alle specifiche fissate  dall'ANDRA,  in modo che possano essere accettati 
da un centro di smaltimento. 
In Italia, gli esercenti degli impianti nucleari e gli utilizzatori di radio-
elementi (compresi gli ospedali) sono responsabili del  trattamento  e del condi­
zionamento dei residui, di qualsiasi tipo, compresi quindi anche quelli ad 
alta attività nonché del deposito temporaneo dei residui condizionati (nel sito 
di produzione o in siti "ad hoc"). 
Lo Stato italiano sarà invece responsabile dello smaltimento dei residui  con­
dizionati,  di qualsiasi categoria che verrà  effettuato  previa autorizzazione 
del Ministero dell'Industria, del Commercio e dell'Artigianato. 
Per la gestione dei residui a  bassa  e media attività è stata costituita la 
società  NUCLECO  alla quale partecipano l'AGIP Nucleare e il Comitato nazionale 
per la ricerca e lo sviluppo nel settore dell'energia nucleare e delle energie 
alternative  (ENEA).  Tale Comitato è incaricato di: 
svolgere  e promuovere, anche attraverso un'opportuno cooperazione internazi­
onale,  studi e lavori di R & S sulla gestione dei residui (messa a punto di 
processi  di trattamento  e di condizionamento, studi e esperimento delle 
tecniche di smaltimento in formazioni geoligiche, studi intesi a caratteriz­
zare  le formazioni geologiche più adatte a tale smaltimento; 
Questa  società, costituita nel 1981 da11 '  AGIP  N'uc leare e da  ENEA,  provvede: 
- alla raccolta, al trasporto, al deposito e al condizionamento dei 
residui a  bassa  e media  attività; 
alla decontaminazione degli impianti e delle officine; 
allo smantellamento degli impianti nucleari; 
alla progettazione, alla costruzione, alla consegna e alla gestione di 
impianti per il  trattamento  e il condizionamento di residui a  bassa  e 
media  attività. 

- 19 -
- garantire La disponibiLità di un sito, di proprietà dello Stato, adatto allo 
smaltimento dei residui,ad alta attività e/o alfa,in formazioni geoligche; 
contribuire, in quanto organismo tecnico dello Stato, alla definizione dei 
criteri  e delle prassi gestionali per qualsiasi categoria di residui e, in 
particolare, contribuire alla definizione delle caratteristiche dei residui 
condi zionat i. 
Inoltre,  poiché i suoi impianti producono residui radioattivi,  L'ENEA  ha le 
stesse  responsibilità di un qualsiasi  altro  esercente di impianti nucleari. 
In virtù della legge sull'energia nucleare dei  Paesi  Bassi , il centro olandese 
di ricerca sull1energia,l'ECN (*), è il Servizio centrale per la raccolta dei 
residui radioattivi. Il Centro  tratta  e condiziona anche i residui in previsione 
del loro deposito intermedio o del loro smaltimento. 
Nel Regno Unito, i  D,ipartimenti  per l'Ambiente sono responsabili della politica 
di gestione dei residui radioattivi, che comprende anche l'elaborazione di una 
strategia globale a lungo termine. Gli organismi responsabili degli aspetti 
normativi in materia sono i  D,ipartimenti  per l'Ambiente, il Ministero della 
Agricoltura, della  Pesca  e dell'Alimentazione,  l'Ispettorato  degli impianti 
nucleari ed il Dipartimento dei Trasporti. 
I produttori  di residui sono responsabili del loro  trattamento,  condizionamento, 
deposito, trasporto e smaltimento. Nel luglio 1982 i  produttori  di energia elet­
trica  (CEGB  e SSEB),  BNFL  e UKAEA  hanno costituito un nuovo organismo, il  NIREX, 
per coordinare le esigenze dello smaItimento, per costruire gli impianti neces­
sari  e assumere le responsibi lità,  fino  allora  dell'UKAEA,  dell'affondamento : 
dei residui nell'oceano 
(**) Energieonderzoek  Centrum Nederlands 
CEGB:  Central Electricity Generating Board; 
SSEB: South of Scotland Electricity Board; 
BNFL: British Nuclear Fuel Limited; 
UKAEA: United Kingdom Atomic Energy Authority; 
NIREX: Nuclear  Industry  Radioactive Waste Executive. 

- 20 -
II.3. Tecniche  e impianti attualmente disponibili per il  trattamento  e il 
condizionamento dei residui 
Come  già detto, il  trattamento  e il condizionamento sono operazioni comple­
mentari volte a dare ai residui una forma adatta alla manipolazione, al depo­
sito e allo smaltimento in condizioni sicure. In accordo con il principio che 
ALARA  (*), le tecniche ed i processi utilizzati sono scelti in modo da evitare 
chei  lavoratori vengano esposti a dosi di radiazione significative. 
A seconda del  tipo  e del livello di attività dei materiali radioattivi presenti, 
il trattamento  può essere preceduto da periodi di attesa di qualche mese o di 
alcuni anni in modo di  lascia,  decrescere la radioattività e di "rafreddare" i 
residui non  trattati. 
Il trattamento  prepara i residui, allo stato in cui sono prodotti, al condiziona­
mento mediante l'applicazione di processi meccanici, fisici e/o chimici il cui 
scopo  essenziale è di  ridurre  il volume dei residui non  trattati  e di modificarne 
la composizione (**). 
Si ricordano a  titolo  di esempio: 
per i residui solidi: - il taglio, la tranciatura, la macinazione; 
la compattazione; 
l'incenerimento, la calcinazione; 
per i residui liquidi : l'evaporazione; 
- I 'insolubilizzazione; 
la precipitazione chimica, la neutralizzazione e la 
fi Itrazione; 
- ecc. 
Alcuni  di questi processi sono applicati con  successo  da venti a trenta anni ai 
residui di  bassa  attività. 
Con il condizionamento, i residui  trattati  assumono forme che consentono di ri­
durre al minimo i rischi di dispersione dei radionuclidi in  essi  contenuti duran­
te le operazioni di manipolazione e di trasporto o in caso di attacco da parte di 
agenti esterni (essenzialmente l'acqua) dopo il loro smaltimento. I residui  trat­
tati  sono pertanto quasi sempre inglobati in matrici che, solidificando, si tras­
formano in blocchi o in  strutture  che hanno, con o  senza  l'aiuto  di contenitori 
metallici esterni, le caratteristiche di sicurezza richieste (buona resistenza 
meccanica  agli urti, resistenza al fuoco, basso tasso di lisciviazione, ecc). 
La scelta della matrice dipende dall'esame di numerosi  fattori,  i principali dei 
quali sono: il  tipo  di residuo, la natura ed il livello della radioattività in 
esso  contenuta, il costo, il livello di sicurezza  offerto  dall'imballaggio ot­
tenuto. 
ALARA  = As Low As Reasonably Achievable 
La maggior parte dei  rifiuti  gassosi è attualmente scaricata come effluente 
(cfr § 1.1). A lungo andare tuttavia, queste scariche potrebbero risultare 
inaccettabili. Per questo motivo, alcuni lavori di R S S in corso di  ese­
cuzione  sono  volti  a sviluppare idonei processi di  trattamento  e a immobiliz­
zare  i gas in matrici solide. (*) 
(**) 

- 21 -
L'attuale situazione nella Comunità può  essere  schematizzata nel modo seguente: 
il cemento, il cui impiego risale agli anni cinquanta, è ancora oggi general-
mente usato  soprattutto  per i residui a  bassa  attività; 
il bitume,  introdotto  verso il 1960 - 1965, consente di inglobare residui con 
attività per unità di volume più elevate che il cemento. Il loro impiego è però 
limitato  ad alcuni Stati membri; 
i polimeri sono stati  introdotti  recentemente e vengono utilizzati principalmente 
per condizionare i  rifiuti  provenienti dalle centrali elettronucleari; 
il vetro studiatoda  circa  venticinque anni per il condizionamento dei residui ad 
alta attività e a lungo periodo di decadimento provenienti dal  ritrattamento  dei 
combustibili irraggiati,ha raggiunto oggi lo stadio industriale e commerciale 
nella  variante  messa  recentemente sul mercato dalla  Francia. 
La descrizione delle varie tecniche applicate non rientra nel campo del presente 
documento. Per  ulteriori  informazioni sulla situazione nei  Paesi  della Comunità 
e per  tutti  i particolari tecnici si rinvia ad alcune recenti relazioni (3), (4), 
(5), <*). 
Nella  tabella II.1 sono comunque indicate schematicamente le principali tecniche 
per il trattamento  dei residui solidi e le matrici di inglobamento utilizzate 
nei singoli  paesi.  Da notare che in  tutti  gli Stati membri per il  trattamento 
dei residui liquidi si fa largo uso dei processi di evaporazioni e di filtra­
zione. 
Ovviamente,  le tecniche di  trattamento  e di condizionamento presentate in questo 
documento compiono costanti progressi e se ne studiano  ulteriori  miglioramenti 
(cemento e  bitumi  con migliori caratteristiche, resine termoindurenti,  prodotti 
vetroceramici,  ecc.).  Questi lavori e le prospettive che offrono, analogamente 
alla  messa  a punto di nuove tecniche, rientrano nel campo delle attività di 
Ricerca  e di Sviluppo e verremo esaminati nel Capitolo III. 
I principali impianti attualmente in servizio nei vari paesi della Comunità per 
il trattamento  e il condizionamento dei residui solidi sono repertoriati nella 
tabella  II.2 mentre nella tabella II.3 è  fornito  un inventario degli impianti di 
trattamento  e condizionamento dei residui liquidi. 
Da notare che, dopo il  trattamento  e il condizionamento, i residui sono confinati 
in contenitori appositamente  progettati  per lo smaltimento e conformi, in par­
ticolare, alle specifiche fissate dagli organismi nazionali responsabili della 
gestione dei residui radioattivi  (conf.  § II.2). 
Tali  relazioni sono il  frutto  degli studi svolti nel quadro del primo pro­
gramma di R & S della Comunità (1975 - 1979) sulla gestione e il deposito 
dei residui radioattivi (cfr. §  III.1). 

Tabella  II.1 : Principali  tecniche di trattamento dei residui solidi e matrici d'inglobamento utilizzate negli 
Stati membri della Comunità. 
PAESE 
Belgio 
Danimarca 
RF di Germania 
Francia 
Italia 
Paesi  Bassi 
Regno  Unito Tecniche  di trattamento 
Compattaz  ione Incenerimento Matrici di inglobamento per il condizionamento 
Cemento Bitume Polimeri 

Tabella  II.2 :  Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il trattamento  e il condizionamento dei residui solidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELL/ 
GESTIONE IMPIANTO CAPACITA'  E 
CARATTERIS­
TICHE OSSERVAZIONI 
Belg  io Combust  ibi le Tratta­
mento Inceneritore a  bassa  temperatura  (700-800°) 
installato al  CEN-SCK  di  Mol. 100-150  kg/b 
fattore  di 
ri duz ione 
del volume: 
60 L'inceneritorre non consente 
il trattamento  dei residui 
contenenti plutonio. 
Compattabile Tratta­
mento Pressa  da  300  tonnellate installata al  CEN-SCK 
di Mol. Fattore di 
r i duz ione 
del volume: 
3 Impianto  stagno alle 
particelle alfa. 
Combust  ibi le 
Compattabile 
Non-compatta-
bi le Condiz  io-
namento Impianti  per l'inglobamento dei residui nel 
cemento e nel bitume sono disponibili al 
CEN-SCK  di  Mol. I residui condizionati sono 
confinati in  fusti  metallici 
da 220 l o in contenitori 
in cemento da 400 l. 
Danimarca Compattabile Tratta­
mento Pressa  disponibile presso il centro di ricerca 
di' Riso. I residui sono compattati in 
fusti  metallici e mantenuti 
in deposito  senza  condiziona­
mento. 
R.F.  di 
Germania Combst  ibi le Tratta­
mento Alcuni  inceneritori per residui a  bassa  e medie 
attività sono disponibili presso i centri di 
ricerca  nucleare di  : - Karlsruhe 
- Jülich 70 kg/ 
100 kg/ Anche  per  effluenti  liquidi. 

Tabella  II.2 : Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il trattamento  e il condizionamento dei residui solidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELL' 
GESTIONE IMPIANTO CAPACITA'  E 
CARATTERIS­
TICHE OSSERVAZIONI 
R.F.  di 
Germania 
(cont  i-
nua.  ) Compattabile Tratta­
mento Alcuni  impianti di compattazione dei residui 
sono  disponibili in molte centrali elettronu­
cleari  e presso i centri di ricerca nucleare 
di : - Karlsruhe 
- Jùlich 
- HMI, Berlino 
- GKSS,  Geesthacht 1000 rr.Vann 
fattore  di 
riduzine de 
volume : 5 
fattore  di 
riduz ione 
del volume : 
2 > 
Pressa  da 16 t R.F.  di 
Germania 
(cont  i-
nua.  ) 
Non compatta­
bi le Tratta­
mento Alcuni  impianti di taglio sono disponibili 
presso  i centri di ricerca di : - Karlsruhe 
- Karlsruhe 
- Jùlieh 
- HMI, Berlino 400 m3/anno 
70 m3/anno Per residui a  bassa  attività 
Per residui a media attività R.F.  di 
Germania 
(cont  i-
nua.  ) 

Tabella  II.2 :  Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il  trattamento  e il condizionamento dei residui solidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELLAl 
GESTIONE IMPIANTO CAPACITA'  E| 
CARATTERIS~ 
TI CHE OSSERVAZIONI 
R.F.  di 
i Germania 
(cont  in.) Combust ibi le 
Compattabile-
Non compatta­
bi le Condiz  io-
namento Impianti  per l'inglobamento dei residui nel 
cemento sono disponibili in molte centrali 
e centri di ricerca nucleare di  : 
- Karlsruhe 
- Jülich 
- HMI, Berlino 2 fusti/ora 
da 200  l 
150-200 
Fust  i/anno 
da 200  L. Per ceneri, resine a scambio 
ionico e concentrati  ottenuti 
per evaporazione. 
Per ceneri e residui secchi 
dell 'evaporazione. 
Per solidi e concentrati 
ottenuti  per evaporazione. 
- GSF 
- GKSS,  Geesthacht 
Compattabile 
Non compatta-
bile Condizio-j Unità mobili per l'inglobamento delle resine a| 
namento | scambio ionico nello stirene miscelato ad un 
catalizzatore Le resine sono condizionate 
in fusti  da  200  l. 

Tabella  II.2 :  Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il  trattamento  e il condizionamento dei residui solidi 
PAESE 
Franc  i a NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI 
Combust  ibi le FASE  DELLA| 
GESTIONE IMPIANTO 
Tratta­
mento Inceneritori  di vari  tipi  sono in servizio nei 
seguenti centri di ricerca del CE.A. : 
- Cadarache 
- Cadarache CAPACITA*  E! 
CARATTERI  S-
TI CHE 
- Marcoule 
- Fontenay-aux-Roses 
- Grenoble 30 kg.'h 
50 kg/h 
10 kg/h 
50 kg/h 
20 kg/h OSSERVAZIONI 
Incenerimento di  tutti  i tipi 
di residui solidi, compresi 
quelli  emettitori  alfa. 
Inceneritore  per liquidi 
organi ci 
Inceneritore  che brucia anche 
gli efflenti  liquidi non 
acquosi 
Per i residui biologici e per 
le sostanze plastiche conta­
minate. 
Compattabile Tratta­
mento Presse  di varie potenze sono in servizio a  : 
- Cadarache 
- Marcoule 
- Centre  de  stockage  de 
la Manche 2500  KN 
600 KN 
4000  KN 

Tabella  ,11.2 :  Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il trattamento e il condizionamento dei residui solidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELL 
GESTIONE A 
IMPIANTO CAPACITA'  E 
CARATTERIS­
TICHE OSSERVAZIONI 
Francia Non compatta-
bi le Trattamen­
to - Un impianto di taglio all'arcoplasma dei resi­
dui di grandi dimensioni è in servizio a Mar-
coule;  altri  impianti di taglio sono disponibi­
li nei centri di ricerca per esempio, a Saclay-Francia 
Combust  ibi le 
Compattabi le 
Non compatta­
bi le Condiz  io-
namento Alcuni  impianti per l'inglobamento nel cemento 
sono  disponibili in molte centrali elettronu­
cleari,  nell'impianto di  ritrattamento  del 
combustibile esaurito di  COGEMA  e di Marcoule,-
è nel Centre de Stockage de la Manche. 
A Cadarache, è disponibile un impianto di inglo 
bamento nel cemento-bitume. 
Un impianto per l'inglobamento in resine termo­
indurenti è in servizio presso la centrale 
elettronucleare di Chooz per i  filtri  e le re­
sine  a scambio ionico; un impianto dello stesso 
tipo  è in servizio al  C.E.N.  di Grenoble. -
Italia Compattabile Trattamen­
to Varie  presse sono disponibili presso : 
- il centro di ricerca 
di CAMEN Fattore di 
ri duz ione 
del volume: 
4 Italia Compattabile 
- lo stabilimento di 
Ispra del CCR 750 KN Italia Compattabile 
- centrali elettronucleari 
di Trino, del 
Garigliano,  di Caorso 
e di Latina I 

Tabella  II.2 :  Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il trattamento  e il  condizionamento dei residui solidi 
PAESE NATURA 0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELL 
GESTIONE A 
IMPIANTO CAPACITA' 
CARATTERIS-
TI CHE OSSERVAZIONI 
Italia 
(cont in.) Un impianto  di  inglobamento  nel  bitume  è in 
servizio  presso  : 
- lo  stabilimento  di 
Ispra  del  CCR 
Impianto  per  l'inglobamento nell'aldeide 
formica delle resine  a scambio ionico disponi­
bile presso  la  centrale elettronucleare  di 
Caorso. 500 fusti 
da 200 
l/anno 
Impianto  per  l'inglobamento  in  resine  dei 
distanziatori degli elementi  di  combustibile 
disponible presso  la  centrale elettronucleare 
di Latina. 
Unità mobile  per  l'inglobamento  in  materie 
plastiche  o nel  cemento delle resine  a scambio 
ionico,  dei  concentrati  ottenuti  per  evapora­
zione,  ecc. Capac ita 
media  : 
2000  fusti/ 
anno  da 220 
========== ==============: =========== ================================================ ===========1 ============================== 
Paesi 
Bassi Compattabile· Tratta­
mento Pressa  da 1500 tonnellate  in  servizio presso 
il centro  di  ricerca ECN  di  Petten. fattore  di 
riduz ione 
dei volume: 
Condiziona­
mento  1 Impianto  per  l'inglobamento  nel  cemento  dei 
-esidui  compattati  in  servizio presso  : 
- l'ECN  di  Petten 2 
1 ?0-25 
fust i/ora. 
"""" : = = = = = = = = = = = = = :: =======_==^_ 
1 = = = = = = =  =  = = = = = = = = = = = =  = = = = = = = = = = = = = = =  = = ============ 

Tabella  II.2 :  Impianti  disponibili nei vari paesi della Comunità 
per il  trattamento  e il condizionamento dei residui solidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELL 
GESTIONE A 
IMPIANTO CAPACITA'  i 
CARATTERIS­
TICHE OSSERVAZIONI 
Regno 
Unito Combust  ibi le Tratta­
mento Nella  maggior parte delle centrali elettro-
nucleari sono disponibili inceneritori per i 
residui a  bassa  attività. Capac ita 
di circa 
7000 m3/ 
anno Queto  tipo  di inceneritore 
non possiede  filtri  nel 
carni no. 
Inceneritori per residui a più  forte 
radioattività sono disponibili presso le 
centrali elettronucleari di Berkeley, 
Hinkley Point, Bradwell, Wylfa e il centro di 
ricerca  di Harwell. Capac ita 
di circa 
3000 m3/ 
anno 
Compattabile Tratta­
mento Alcune  presse sono disponibili in alcune 
centrali elettronucleari e ad Harwell. Fattore di 
riduzione 
del volume 
: 2 
Vari Condiz  io-
namento Alcune  impianti per l'inglobamento nel cemento 
sono  disponibili a : 
- Hinkley Point e Trawsfynydd 
(centrali elettronucleari) Cacapità 
0,2 m3/ 
anno 
- Harwell e  Vinfrith  (centri  di 
ricerca) 
1 Condizionamento in previsione 
dell'affondamento nell1 
oceano. 

TABELLA  II.3 : Principali impianti disponibili nei vari paesi della 
Comunità per il trattamento ed il condizionamento 
degli effluenti liquidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO DEI RESIDUI FASE DELLA 
GESTIONE IMPIANTO CAPACITA'  E 
CARATTERIS-
TI CHE 0SSERVAZIONI 
Belgio Effluenti dell 
centrali elet­
tronucleari ?Trattamen-
to Alcuni  impianti di filtrazione e di evapora­
zione  degli effluenti liquidi sono disponi­
bile presso >-e centrali elletronucleari di 
Deol I, II e di Tihange. Capac ita 
dei circuiti 
di filtr-
z ione/  c vapo­
razione : 
2 t/anno. Dopo il trattamento i liqui­
di sono scaricati nei corsi 
di acqua. Belgio 
Effluenti 
dello impianto 
di ritratta­
mento del 
combust  ibi le 
di Eurochimie Tratta­
mento Due evaporatori sotto vuoto per i liquidi di 
media  attività. 1,5 m3/h 
fattore  di 
concent  ra­
zione : 30 I concentrati (altamente 
attivi)  sono mantenuti in 
deposito in attesa del  con­
diz ionamento. Belgio 
Effluenti 
dello impianto 
di ritratta­
mento del 
combust  ibi le 
di Eurochimie Condiz  iona-
mento Inglobamento in bitume dei residui prove­
nienti dalla dissoluzione, con metode chimici, 
delle guaine degli elementi di combustibile 
nell'impianto Eurobitume. 650 m3/anno I residui, i sono condizionat: 
in fusti di acciaio inossi-
dabile da 220 l. Questi 
fusti sono mantenuti in de­
posito nell'impianto 
Eurostorage. Belgio 
Effluenti pro­
venienti da 
vari impianti 
nucleari. Tratta­
mento Impianti  di flocculazione-coprecipitazione 
sono disponibili al  CEN-SCK  di Mot per i vari 
effluenti liquidi provenienti dai laboratori 
di Mol,  Geel  (CCR),  Dessel  (Belgo nucléaire) 
e dallo stabilimento Eurochimie : Dopo il trattamento e il 
controllo i liquidi sono 
scaricati  in un corso di 
a equa. Belgio 
Effluenti pro­
venienti da 
vari impianti 
nucleari. Tratta­
mento 
- Liquidi della categoria 1* Zoo m1/ g 
* Queste categorie sono 
quelle fissate dalla AIEA 
(riferimento 1) Belgio 
Effluenti pro­
venienti da 
vari impianti 
nucleari. Tratta­
mento 
- liquidi delle categorie 2* e 3* 400-500 m3/ 
g iorno 
fattore  di 
concent  ra-
zione  : * Queste categorie sono 
quelle fissate dalla AIEA 
(riferimento 1) 
4000-5000 

TABELLA  II.3 Principali  impianti disponibili nei 
della  Communità per il trattamento 
zionamento degli effluenti liquidi vari paesi 
ed il condi-
PAESE 
Belgio 
(cont . ) 
Danimarca NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI 
Effluenti 
proveni ent i 
Ida vari 
iimpianti 
nuc Leari 
(cont.) 
Effluenti 
a bassa 
attività 
proveni ent i 
dai Labora­
tori  e dagli 
impianti di 
ricerca FASE  DELLA 
GESTIONE 
condi  z io-
namento IMPIANTO 
Impianti  per l'inglobamento dei fanghi nel 
bitume al  CEN/SCK  Mol. 
i tratta­
mento 
condizio­
namento Impianto di evaporazione (ricompressione 
a circolazione forzata) in servizio a 
Rìse 
Impianto per La bitumini zzazione dei  con­
centrati d'evaporazione CAPACITA'E 
CARATTERIS­
TICHE 
10 Kg/ora 
(residuo 
secco) OSSERVAZIONI 
I residui condizionati sono 
mantenuti in deposito in 
attesa  deLL'immersione in 
mare 
2 m /ora 
I residui sono confinati in 
fusti da 100 L posti in fusti 
da 210 L. Lo spazio anulare 
tra i fusti è riempito con 
cemento 

TABELLA  II.3 :  Principali impianti disponibili  nei  vari paesi della 
Comunità per  il trattamento  ed il condizionamento 
degli effluenti  liquidi 
. •— — . 
PAESE NATURA  0 
TIPO DEI 
RESIDUI FASE DELLA 
GESTIONE IMPIANTO CAPACITA 1 E 
CARATTERIS­
TICHE OSSERVAZIONI 
R. F. di 
German  ia Effluenti pro­
venienti  dai 
centri  di ri­
cerca  nucleari Tratta­
mento Impianti  di evaporazione sono disponibili  nei 
centri  di ricerca  di : 
- Karlruhe 4 m3/  ora Due evaporatori  per gli 
effluenti  a bassa  attività 
- Karlsruhe 1 m3/ ora Per affluenti  a media 
attività. 
• - Jül i eh 5 t/ ora 
e 2 t/ora Per effluenti  a bassa 
attività 
- HMI , Berlino 150 kg/ ore Per effluenti  a bassa 
attività 
Un inceneritore  per  solventi  è disponibile  a 
KarIsruhe. 20 kg/ora Impianto  pilota. 
Un impianto  di purificazione  del  cherosene  è 
disponibile  à Karlsruhe. 40 m3/anno 
Un impianto  di decontaminazione (resine  a scam 
-bio ionico)  è disponibile  a Jülich 
========== 1 il  • • -Condìz iona-
mento I concentrati  ottenuti  per  evaporazione sono 
inglobati  nel  cemento negli impianti  di cui 
alla tabella  II.2. ============ =============================== 

TABELLA  II.3 : Principali impianti disponibili nei vari paesi della 
Comunità per il trattamento ed il condizionamento 
degli effluenti liquidi 
PAESE j NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  DELL 
GESTIONE 4 
IMPIANTO CAPACITA'  1 
CARATTERIS­
TICHE OSSERVAZIONI 
Francia Effluenti a 
bassa  e media 
attività pro­
venienti dai 
centri di 
ricerca  e da 
diversi 
impianti del 
ciclo del 
^ombust  ibi le. Tratta­
mento A Cadarache sono disponibili due impianti per 
il trattamento mediante precipitazione dei 
residui acquosi provenienti dall'impianto di 
fabbricazione  del combustibile a ossido misto. 
Altri impianti dello stesso  tipo sono disponi­
bile presso l'impianto di  ritrattamento  di La 
Hague  e a Marcoule. 
Alcuni  evaporatori sono disponibili in  tutte 
le centrali elettronucleari e a : 
- Saclay 2 m3/ora 
7000m3/anno 
- Cadarache !0000m3/anno 
- Fontenay-aux-Roses 2000-4000 
n3/anno 
- Marcoule 100-130 
l/ora Per liquidi carbonati 
Condiz  iona-
nento Impianti  per l'inglobamento nel cemento dei co 
centrati provenienti dagli evaporatori e dai 
fanghi sono disponibili presso molte centrali 
elettronucleari e molti centri di ricerca. 
Impianti  per l'inglobamento dei concentrati 
nel bitume sono disponibili a  Saclay,  Cadarach; 
e Marcoule. -
ffluenti  ad -\ 
alta attività n "ratta-
iento Alcuni  evaporatori sono disponibili a La Hague 
e a Marcoule. 500 l/ora 
provenienti 
dagli impianti 
di ritratta-  i 
mento del ! Condiziona-' 
mento j Un impianto di vetrificazione è in servizio a 
Marcoule. Residui  vetrificati 
I 
combust ibile 
esaurito 

TABELLA  II.3 :  Principati impianti disponibili  nei  vari paesi della 
Comunità  per il  trattamento  ed il  condizionamento 
degli  effluenti  Liquidi 
PAESE NATURA  0 
TIPO  DEI 
RESIDUI FASE  OELLA 
GESTIONE IMP UNTO CAPACITA"  E 
CARA  r TER  I5-
TICHE 0SSE3VAZICN[ 
Italia Effluenti  a 
bassa  attività 
proveni ent  i 
dai centri  di Tratta­
mento Presso  il  centro  di  ricerca della  Casaccia  è 
disponibile  un  impianto  di  precipitazione/ 
filtrazione  per  liquidi acquosi della 
categoria  2. 2,5 m3/ora 
ricerca  e 
dalle centrali 
elettronuclea­
ri 
• · Presso  il  CCR  di Ispra sono disponibili  i 
seguenti impianti  : 
- forno  per la  combustione  di  liquidi 
organi  c i 
- impianto  di  flocculazione/centrifu­
gazione 25 l/ora 
5 m3/ora 
Alcuni  evaporatori sono  in  servizio presso  le 
centrali elettronucleari  di  Latina,  di 
Garigliano,  di  Trino  e di  Caorso. 
Condiz  iona-
mento Un impianto  per  l'immobilizzazione delle resine 
a scambio ionico  è disponibile  a Caorso. 
Effluenti  a 
bassa,  media  e 
alta attività 
Drovenienti  da­
gli inpianti 
pilota  di 
ritrattamento 
1 Tratta­
mento 
1 
1 Alcuni  evaporatori sono  in  servizio presso  gli 
impianti pilota  di  ritrattamento  EUREX  e ITREC. 
============ I concentrati  ottenuti 
per evaporzione sono 
mantenuti  in  deposito  in at­
tesa  del  condizionamento. 

TABELLA  II.3 : PrincipaLi impianti disponibili nei vari paesi della ^ 
Comunità per il  trattamento  ed il condizionamento 
degli effluenti  liquidi . . 
PAESE NATURA  0 
TIPO DEI 
RESIDUI FASE DELLA 
GEST IONE IMPIANTO CAPACITA'  E 
CARATTERIS-
TI CHE 0SSERVAZ ION I 
Paesi 
Bassi 
Regno 
Unito Effluenti a 
bassa  attività 
provenienti 
dai centri di 
ricerca  e dall 
centrali elet­
tronucleari 
Effluenti a 
bassa  e media 
attività 
provenienti 
dagli impianti 
del ciclo del 
combustibi le Tratta­
mento Impianto  di precipitazione/cent rifugazione/ 
filtrazione, disponibile presso il centro ECN 2 m3/ora Paesi 
Bassi 
Regno 
Unito Effluenti a 
bassa  attività 
provenienti 
dai centri di 
ricerca  e dall 
centrali elet­
tronucleari 
Effluenti a 
bassa  e media 
attività 
provenienti 
dagli impianti 
del ciclo del 
combustibi le Tratta­
mento 
Impianti  di filtrazione e di evaporazione in 
servizio  presso le centrali elettronucleari 
di : 
- Dodewaard 
- Borssele 0,6 m3/ora 
1 t/ora Paesi 
Bassi 
Regno 
Unito Effluenti a 
bassa  attività 
provenienti 
dai centri di 
ricerca  e dall 
centrali elet­
tronucleari 
Effluenti a 
bassa  e media 
attività 
provenienti 
dagli impianti 
del ciclo del 
combustibi le Condìz  io-
namento 
Tratta­
mento Impianti  di inglobamento in servizio a : 
- ECN (cemento) 
- Dodewaard (cemento) 
- Borssele  (polietilene) 
Alcuni  impianti di filtrazione e/o scambiator-
sono disponibili in  tutte  le centrali elettro-
nucleari e presso  l'impianto  di ritrattamento 
del combustibile esaurito a Windscale 0,5 m3/g 
0,25 m3/g 
4000 m3/g 

- 36 -
II.4.  Mezzi  disponibili per il deposito e Lo smaltimento dei residui 
Lo smaltimento dei residui radioattivi è pratica corrente nella Comunità, 
essenzialmente  per i residui a  bassa  e media attività. I residui alfa e 
quelLi  ad alta attività (*) vengono provi soriamente depositati. I mezzi di 
smaltimento sono allo studio o in via di sviluppo, e saranno presentati al 
capitoLo  III. 
Per effetto  del decadimento radioattivo, il livello di attività dei residui 
a bassa  e media attività raggiungerà fra qualche centinaio d'anni quello della 
radioattività naturale. Per lo smaltimento di  tali  residui gli Stati membri 
ricorrono all'interramento (sub-superficiale o profondo), all'affondamento 
nell'oceano  o ad ambedue queste possibilità. 
Il processo di ottimalizzazione imposto dall'applicazione dei principi di pro­
tezione  radiologica aiuta a determinare la misura relativa in cui è opportuno 
fare ricorso all'una o all'altra possibilità in ciascun  caso  particolare. 
Da numerosi anni lo smaltimento terrestre è praticato - o lo è stato - su  scala 
industriale in vari Stati membri (interramento a  bassa  profondità in Francia e 
nel Regno Unito, smaltimento in profondità nella Repubblica federale di Germania); 
l'argomento è oggetto di normative nazionali. 
Altri Stati membri della Comunità (Belgio,  Paesi  Bassi,  Regno Unito) praticano 
da numerosi anni l'affondamento, nel quadro del meccanismo multilaterale di  con­
sultazioni  e sorveglianza per l'immersione in mare dei  rifiuti  radioattivi is­
tituto  nel 1977  dall'AEN  (**) al fine di promuovere gli  obiettivi  della  con­
venzione  di Londra (***) tra i paesi membri  dell'OCSE,  del quale  essi  fanno parte. 
Tale  convenzione affida all'organismo internazionale competente in materia (che 
attualmente è l'AIEA) i seguenti compiti: 
- definire quali sono "i  rifiuti  fortemente radioattivi ed altre materie  forte­
mente radioattive ... improprie all'affondamento in considerazione dei loro 
effetti  sulla salute umana, sulla biologia o in  altri  settori"; 
- stabilire opportune raccomandazioni, delle quali le  parti  contraenti (vale 
a dire gli Stati) devono tener conto per il rilascio dei permessi di affonda­
mento degli  altri  rifiuti  e materiali radioattivi. 
Su tali  basi,  le competenti autorità nazionali devono altresì procedere ad un 
esame  particolareggiato delle conseguenze degli affondamenti. 
(*) Come  definiti  al capitolo I ai  fini  della presente relazione. 
(**) Tenuto conto dell'accordo  AIEA-AEN  del 1960 che prevede una cooperazione 
sulle  questioni di interesse comune. 
(***) Convenzione del 29 febbraio 1972 sulla prevenzione della contaminazione del 
mare provocata dall'affondamento dei residui e di  altri  materiali. 

- 37 -
L'AIEA  ha fissato dei Limiti di attività (espressi in curies di taluni isotopi/ 
tonnellata di residui) che sono oggetto di revisione periodica. 
Nel quadro dell'applicazione dell'articolo 37 del  trattato  che istituisce la 
Comunità Europea de11'Energia A tomica (Euratom), gli Stati membri della Comunità 
sono  tenuti  a fornire  alla Commissione i dati generali relativi ad ogni nuovo 
sito di affondamento nell'oceano da  essi  prescelto. Dopo esame da parte di un 
gruppo di esperti comunitari dei dati concernenti il sito e gli affondamenti ivi 
previsti,  la Commissione dovrà esprimere il suo parere. 
Il Parlamento europeo, dal canto suo, ha adottato il 16 settembre 1982 una risolu­
zione  che invitava fra  l'altro  la Commissione ad elaborare una direttiva mirante 
ad impedire in  futuro  la contaminazione del mare da parte di residui radioattivi 
originari della Comunità. 
Taluni Stati membri praticano infine il solo deposito, in attesa di recuperare 
successivamente  i residui in vista del loro smaltimento. 
Va osservato che in generale gli atteggiamenti degli Stati membri nei confronti 
dei vari modi di affrontare il problema non sono fissati definitivamente. Sono 
qui di seguito brevemente descritti, paese per  paese,  i sistemi di deposito e 
di smaltimento attualmente impiegati nella Comunità. Tali sistemi comprendono 
fra l'altro  un deposito temporaneo, necessario a distribuire validamente nel 
tempo le varie fasi della gestione dei  rifiuti.  Il deposito temporaneo viene 
praticato da  tutti  gli Stati membri. 
Per ragioni inerenti all'elevata densità di popolazione e a restrizioni di carat­
tere geografico e geologico, il Belgio ha optato fin dal principio degli anni '60 
per l'affondamento nell'oceano dei residui condizionati a  bassa  attività. Le 
relative operazioni, organizzate sul piano nazionale e coordinate attraverso  con­
sultazioni  multilaterali a livello  dell'  AEN/OCSE,  sono  effettuate  in comparteci­
pazione  con i  Paesi  Bassi  e la  Svizzera. 
In attesa della campagna di affondamento, i residui condizionati vengono depositati 
su un terreno del  CEN/SCK  di Mol; per il momento, tale deposito avviene all'aria 
aperta.  E' in corso l'ampliamento del terreno, il quale disporrà  inoltre  della 
possibilità di accogliere altre 10.000 t al coperto. 
I residui eliminati dal Belgio comprendono: 
- tutti  i residui solidi a  bassa  attività  trattati  e condizionati a Mol; 
i fanghi bitumizzati provenienti dall'impianto centrale di Mol per il  tratta­
mento degli  effluenti  liquidi a  bassa  attività; 
- i concentrati di evaporazione condizionati presso le centrali elettronucleari. 
! 

- 38 -
I residui condizionati provenienti dall'impianto di  ritrattamento  Eurochemic 
(residui alfa repertoriati nella tabella 1.4), insieme ad  altri  residui solidi, 
vengono inviati all'installazione Eurostorage. Tale installazione è costituita 
da casematte in superficie ed è stata progettata per assicurare il deposito 
durante 50 anni. 
La Dani marca non ha per il momento optato per alcun particolare sistema di smalti­
mento dei residui.  Presso  il centro di ricerca di  Riso  esistono  tuttavia  da una 
quindicina d'anni impianti di deposito temporaneo per i residui condizionati a 
bassa  e media attività. I residui di quest'ultima categoria sono immagazzinati 
in una installazione sotterranea. 
Nella  Repubblica federale di Germania dei  rifiuti  a bassa  e media attività sono 
stati riversati dal 1967 in una miniera di sale abbandonata, ubicata ad  Asse  e 
ricavata in una formazione geologica salina la cui stabilità e il cui potere di 
confinamento superano di larga misura le durate richieste. 25.000 m3 circa di 
residui a  bassa  attività,  rivestiti  .di bitume o di cemento, di radioattività non 
superiore a 5 curies per contenitore e  tali  da non superare 200 millirem a  con­
tatto  del contenitore, sono stati collocati in vaste sale ad una profondità vari­
abile fra 490 e 715 m.  Circa  250 m3 di residui a media attività contenenti 
qualche centinaio di curies per fusto da 200 l, che imponevano una manipolazione 
a distanza, sono stati calati mediante un cavo e depositati a  titolo  definitivo 
in una  sala  chiusa alla profondità di 511 m. Questa minièra non ha accolto alcun 
residuo ad alta attività. Il permesso di utilizzazione è scaduto nel 1978;  suc­
cessivamente  a tale anno, nella Repubblica federale sono state sospese  tutte  le 
operazioni di smaltimento. In tale paese non è  infatti  autorizzata alcuna opzione 
diversa  da quella descritta. 
Si pensa attualmente di autorizzare di nuovo l'utilizzazione della miniera di 
Asse  e di avviare le procedure per autorizzare quella della miniera di  ferro  ab­
bandonata "Konrad": i lavori di R & S  effettuati  successivamente al 1977 hanno 
difatti  dimostrato che  essa  possiede un potere di confinamento adegauto allo 
smaltimento di residui a  bassa  attività. 
Impianti  di deposito provvisorio per i residui condizionati in attesa di smalti­
mento sono  inoltre  disponibili nella maggior parte dei centri di ricerca nucleare, 
negli impianti del ciclo del combustibile e presso le centrali elettronucleari. 
In Francia , dal 1969, i residui a  bassa  e media attività vengono smaltiti a pic­
cola  profondità in un centro situato nel dipartimento della Manche. 
I residui condizionati sono deposti in due diversi  tipi  di manuffatti: 
- monoliti, situati sotto il livello del suolo d'origine, destinati ad accogliere 
i residui il cui condizionamento iniziale deve essere completato con l'immobi­
lizzazione  in un massiccio di cemento; 
- tumuli, situati sopra il suolo d'origine, dove sono allineati i residui il cui 
condizionamento iniziale non richiede un ulteriore rivestimento. 

- 39 -
L'assieme  è ricoperto da uno spesso strato di terra argillosa destinata a pro­
teggere i contenitori e i  manufatti  contro l'acqa piovana. 
Il centro ha una superficie di  12  ha, corrispondenti a  400.000  m3 di residui  con­
dizionati:  sono già stati smaltiti  200.000  m3 circa di  tali  residui. 
I residui a vita lunga (residui alfa e ad alta attività) sono depositati provvi­
soriamente in installazioni specifiche presso i vari centri  ο installazioni nu­
cleari,  in attesa della creazione di centri di smaltimento in profondità nelle 
formazioni geologiche appropriate. A  titolo  di esempio, il centro di Marcoule 
accoglie  dal  1978  la produzione del locale impianto di vetrificazione, costituita 
da 750  contenitori in acciaio inossidabile capaci di contenere  150  l di residui 
vetrficati  ciascuno. 
Poiché in  Italia  non sono disponibili località di smaltimento, i residui condizi­
onati a  bassa  e media attività sono depositati temporaneamente in apposite instal­
lazioni,  collegate come negli  altri  paesi ai centri di produzione dei residui 
stessi  (essenzialmente centri di ricerca nucleare e centrali elettronucleari). 
Una prima campagna di affondamento nell'oceano dei residui a  bassa  e media attività 
è prevista per il  1984. 
Da molti  anni, i residui condizionati a  bassa  e media attività  prodotti  dai  Paesi  
Bassi  vengono affondati nell'oceano (cfr. il caso del Belgio). L'attuale alter­
nativa all'affondamento consiste nel depositare temporaneamente i residui  con­
dì ζ i onat i . 
Nel Regno Uni to  i residui a  bassa  attività vengono eliminati in var modi: secondo 
i casi si ricorre allo smaltimento insieme alle normali immondizie (se appropriato), 
all'interramento sul luogo di produzione ed allo scarico in una località terrestre 
per Ϊ residui non radioattivi. 
I principali mezzi di smaltimento sono i seguenti: 
l'interramento  a Drigg, dove i residui, provenienti essenzialmente dal  BNFL  ma 
anche  dall'UKAEA  e dai  produttori  di elettricità, vengono seppelliti a piccola 
profondità. Il sito di interramento, della superficie di  300  acri, appartiene 
al BNFL,  che si occupa contemporaneamente della sua gestione. I residui ven-
gpno  interrati  in trincee lunghe  700  m, larghe  15  m e profonde  4,5  m, e sono 
ricoperti con almeno  1 m di terreno. Si ritiene che, dall'inizio della sua 
utilizzazione  nel  1971,  in queso sito siano stati  interrati  150.000  m3 circa di 
resi  dui  ; 
l'UKAEA  utilizza dal  1972  un sito d'interramento a Dounray. In tale sito, i 
fusti  da  200  l in acciaio contenenti i residui condizionati sono accatastati 
in fosse della profondità di 7m. Sono attualmente disponibili  6 fosse. Le 
prime  quattro  hanno, ciascuna, un volume di  3.500  m3, mentre le fosse n°  5 e 
6 hanno rispettivamente un volume di  6.00Π  e 14.000  m3. Lo spazio vuoto tra 
i fusti  all'interno delle fosse è colmato con materiali a base di polietilene. 
Le fosse vengono poi ricoperte con della terra. 

- 40 -
- L'affondamento  nell'oceano,  al quale si è  ricorso  dal 1949.  Fino  ad oggi, 
le campagne  di affondamento  sono state organizzate  dall'UKAEA, le cui  res­
ponsabilità  passeranno tra breve  alla NIREX.  Questo  mezzo  di smaltimento 
viene utilizzato  per i  residui provenienti  da applicazioni nucleari  e non 
nucleari.  Nel 1981  sono state eliminate  in questo  modo 2.500  t circa  di 
rifiuti  (compresi gli  imballaggi) contenenti  approssimativamente  2.000  Ci 
alpha e 100.000  Ci beta-gamma. 
II mezzi di smaltimento sopra  descritti  permettono  l'eliminazione della  maggior 
parte dei residui provenienti  da applicazioni  non nucleari  e dei  residui  a bassa 
attività  provenienti  da installazioni  nucleari. 
I residui  che non possono essere  smaltiti  con questi  mezzi vengono  depositati 
sul luogo di produzione, generalmente  nella  forma  sotto  la quale  essi sono gene 
rati. 

- 41 -
CAPITOLO  III 
Gestione  dei residui radioattivi negli 
Stati membri della Comunità : previsioni 
III.1.  Impegno di R&S nella Comunità 
Ogni  attività umana che comporta la  messa  in opera di tecniche e procedimenti 
di qualsiasi genere, a carattere industriale o meno, inizia e si perfeziona 
attraverso impegni di ricerca e di sviluppo. Questi permettono innanzitutto 
di dimostrare che l'attività è realizzabile e successivamente, di renderla più 
sicura  ed anche più economica, attraverso il miglioramento e l'ottimalizzazione 
delle  tecniche e dei procedimenti di  base.  La gestione dei residui radioattivi 
non sfugge a questa constatazione generale. 
In taluni paesi della Comunità la ricerca in materia di gestione dei residui 
radioattivi è cominciata dall'inizio degli anni 1950. Si trattava di mettere 
a punto i procedimenti di  trattamento  e condizionamento dei residui già esistenti 
all'epoca,  vale a dire essenzialmente dei residui a  bassa  e media attività pro­ 
venienti dalla ricerca nucleare. Pur continuando  tali  sforzi di ricerca, 
estesi  nel  frattempo  ai residui provenienti dalle prime centrali elettronucleari 
entrate in servizio, furono intrapresi studi in vista dello smaltimento di  tali  
categorie di residui. 
Furono  cosi messe a punto, fin dagli anni '60, le tecniche e i procedimenti di 
condizionamento e di  trattamento  nonché le due opzioni di smaltimento relative 
ai residui a  bassa  e media attività. Tale insieme riveste oggi un carattere 
industriale ed è stato presentato nel capitolo precedente. 
Parallelamente  all'entrata in servisio dei primi impianti pilota di  ritrattamento 
del combustibile esaurito (verso gli inizi degli anni '60) ebbero inizio, 
soprattutto  in Francia e nel Regno Unito, le ricerche nel settore del  trattamento  
e del condizionamento dei residui ad alta attività. Le ricerche,  sospese  per 
qualche  anno nel Regno Unito, sono culminate in Francia con  l'entrata  in servizio 
nel 1969 di un primo impianto di soldificazione dei residui nei  vetri  (impianto 
PiverM*). 
In un secondo momento si è assistito, in parecchi Stati membri, agli inizi degli 
studi e delle ricerche sullo smaltimento di  tali  rifiuti  in formazioni geologiche 
adeguate,  a profondità che possono arrivare  fino  a parecchie centinaia di metri. 
I residui contaminati alfa sono stati  essi  stessi oggetto dell'avvio di 
un'importante attività di R & S. 
(*) Quest" impianto ha funzionato  fino  al 1973.  Esso  è stato seguito dal 1978 
dall'attuale impianto di vetrificazione di Marcoule (AVM), già citato al 
capitolo II. 

- 42 -
Fin dall'inizio degli anni '70, il varo dei numerosi programmi o  progetti 
nazionali,  il numero elevato delle possibili opzioni, la necessità di giungere 
a medio termine a una selezione e a un'ottimalizzazione dei metodi e procedi­
menti, hanno imposto una cooperazione comunitaria. 
Nel 1973, il Consiglio dei ministri delle Comunità europee ha stabilito il 
principio della competenza della CCE in materia di protezione dell'ambiente, 
e particolarmente in materia di residui nucleari o non nucleari. 
L'anno stesso fu avviato presso il CCR un primo programma pluriennale di R&S 
sui residui radioattivi, di ampiezza modesta. 
Tale  programma è stato completato net 1975 da un programma quinquennale più 
vasto,  destinato a svolgersi nel quadro di un'azione in compartecipazione delle 
spese  con i laboratori degli Stati membri (6). 
Detto programma, i cui  risultati  essenziali sono stati presentati nel 19£0 alla 
prima conferenza della Comunità europea (7) sui residui radioattivi, si riferiva 
a lavori intesi alla soluzione di taluni problemi tecnologici imposti dal 
trattamento,  dal deposito e dallo smaltimento dei  rifiuti  di ogni categoria ed 
alla  definizione di un quadro giuridico, amministrativo e finanziario per le 
azioni  di gestione dei residui. 
Nel 1980 il Consiglio, considerando che questo primo programma "aveva dato  risultati 
positivi ed aperto prospettive favorevoli, e che la natura particolare dei 
residui è tale da richiedere una sorveglianza degli  effetti  potenziali e il 
rafforzamento delle azioni e delle ricerche intraprese per assicurare la 
protezione dell'ambiente'^ approvava un secondo programma quinquennale (1980-1984) 
che rappresentava la conseguenza logica del primo programma (8). Tale programma, 
che è già stato oggetto di due resoconti annuali (9), nei quali venivano descritti 
la natura e la portata dei lavori e i primi  risultati  (parziali) già ottenuti, è 
strettamente coordinato con te attività svolte dal CCR nello stesso settore. Una 
certa  parte delle ricerche attualmente eseguite net quadro dei programmi nazionali 
degli Stati membri è sostenuta del programma  stesso,  che permette  inoltre  di 
coordinare a livello comunitario talune azioni specifiche, come ad esempio 
l'azione mirante a stabilire l'adeguatezza delle diverse formazioni geologiche 
al confinamento dei residui ad alta attività, od a caratterizzare 
e definire i  criteri  di accettazione delle varie forme di residui condizionati 
in vista del loro smaltimento. 
Il lavoro di R&S prosegue  tuttora  sia sul piano nazionale che su quello comunitario, 
con risultati  incoraggianti. 
Nei due paragrafi seguenti saranno esaminate, paese per  paese,  varie previsioni 
nonché gli impianti ed i mezzi che ne deriveranno entro qualche anno. 

- 43 -
III.2  Previsioni e programmi per le tecniche e gli impianti di  trattamento  e  
di condizionamento. 
Le ricerche attalmente in corso sono  rivolte  : 
- a migliorare ed ottimalizzare le tecniche esistenti, che riguardano  essen­
zialmente i residui a  bassa  e media attività. I miglioramenti e le ottimaliz-
zazioni  sono divenuti necessari per fronteggiare le quantità sempre crescenti 
di residui derivanti dall'espansione dei programmi elettronucleari. I 
miglioramenti riguarderanno in particolare i  fattori  di riduzione del volume, 
i fattori  di decontaminazione necessari per rispondere alla crescente severità 
dei limiti  di scarico autorizzati per i residui radioattivi e l'aumento della 
resistenza  a lungo termine dei  prodotti  radioattivi condizionati, per  assi­
curare che il loro smaltimento comporti rischi sempre minori; 
- a mettere a punto taluni procedimenti attualmente in corso di studio o di 
sperimentazione  a livello di impianti pilota, di modo che  essi  siano industrial­
mente e commercialmente disponibili nella Comunità entro qualche anno, al 
momento in cui saranno  necessari.  Ciò vale principalmente : 
1) per i processi di  trattamento  dei residui liquidi a media attività e dei 
residui solidi contaminati da  emettitori  alfa; 
2) per il condizionamento delle guaine degli elementi di combustibile (residui 
alfa); 
3) per il condizionamento dei residui ad alta attività; in questo campo, 
tuttavia, il procedimento francese AVM è già in corso di commerciaIzzazione. 
La valutazione sistematica delle caratteristiche di forma dei residui condi­
zionati permetterà infine di stabilire dei  criteri  di accettazione ai  fini  del 
loro smaltimento. Tale problema è già oggetto di scambi di vedute tra gli 
operatori del settore e i loro clienti, nonché di esami da parte di varie autorità 
preposte alla  sicurezza  nazionale nei vari paesi e di un lavoro concertato di 
ricerche  sul piano comunitario. 
Si presenta qui di esguito la parte essenziale dei programmi dei vari Stati 
membri, accompagnata da talune previsoni. 
In Belgio, l'inceneritore  FLK-60C*)  ad alta temperatura, costruito in un 
recinto alfa presso il  CEN-SCK  a Mol, è attualmente in funzione per il  tratta­
mento di residui sia solidi che liquidi (residui organici) a  bassa  attività 
beta-gamma.  A partire dal 1983,  l'impianto  tratterà anche residui a  bassa 
attività alfa. 
Nel campo del condizionamento delle guaine degli elementi di combustibile, 
il CEN-SCK,  che ha concentrato,i l suo lavoro di R&S su una tecnica consistente 
nella  compattazione meccanica delle guaine, seguita dal rivestimento con una 
lega di piombo, sta realizzando il progetto di una  pressa  capace di funzionare 
nelle celle calde. 
Verso  la fine degli anni 1980 potrebbe infine entrare in servizio  l'impianto  di 
vetrificazione belga (AVB) per il condizionamento dei residui ad elevata attività. 
(*) Questo  inceneritore è stato messo a punto nel quadro del programma comunitario 
per la gestione e il deposito dei residui radioattivi. 

- 44 -
Tale  impianto è fondato sul procedimento AVM. Tuttavia, la construzione è 
legata alle  future  attività di  ritrattamento  del combstibile esaurito destinate 
a svolgersi in Belgio, a proposito delle quali non è stata presa ancora alcuna 
dee isione. 
Tenuto conto del  fatto  che, in Danimarca, le prime centrali elettronucleari 
saranno impiantate al più presto verso la fine del secolo non è prevista per 
il momento la creazione di nuovi impianti per il  trattamento  e il condiziona­
mento dei residui. 
Saranno  nondimeno proseguite,delle ricerche di  base,  particolarmente nel .settore 
del trattamento  e della caratterizzazione delle forme dei residui. 
Nella  Repubblica Federale di Germania, i residui ad alta attività derivanti 
dall'impianto pilota di  ritrattamento  WAK, provvisoriamente depositati allo 
stato liquido, saranno  vetrificati  in un impianto pilota. Non è stata 
peraltro ancora adottata alcuna decisione. 
Sul terreno di  EUROCHEMIE  è in costruzione un impianto per la produzione combinata 
di blocchi e perle di vetro, che dovrebbe dimostrare l'applicabilità del 
procedimento  PAMELA  O) ed entrare in servizio nel 1985. La sua gestione è 
assicurata  dal DWK insieme al  BMFT  (**) ed ad  EUROCHEMIE. 
Megli  anni  futuri  presso le centrali elettronucleari che  trattano  od imma­
gazzinano  i residui verranno messe a punto tecniche perfezionate di condizio­
namento, intese in ultima analisi alla riduzione del volume. 
E' in corso di sviluppo un nuovo schema di gestione dei residui liquidi a 
media  attività.  Esso  consisterà nella separazione dei residui in una piccola 
frazione attiva, contenente  emettitori  alfa-gamma, e in una grossa frazione 
a bassa  attività, destinata ad essere immobilizzata direttamente nel cemento 
e nel bitume. Lo schema dovrebbe permettere di risparmiare la maggior parte 
della  schermatura "a perdere" necessaria per il trasporto e le manipolazioni 
in vista dello smaltimento. 
Presso  il centro di ricerca nucleare di Karlsruhe sono allo studio : 
- l'immobilizzazione dei residui nel cemento, nei materiali ceramici e nei 
vetri; 
- un procedimento per la digestione acida dei residui alfa combustibili, con 
successivo  recupero del plutonio  (***); 
- vari metodi di condizionamento per i fanghi di dissoluzione degli elementi 
di combustibile, le guaine ed i materiali di  struttura  di questi ultimi. 
(*) Questo  procedimento è stato elaborato da un gruppo di ricercatori 
appartenenti a vari organismi tedeschi e completato con tecniche messe a 
punto da  EUROCHEMIE. 
BMFT  = Bundesministerium fur Forschung und Technologie (Ministero 
Federale  per La ricerca e la tecnologia). 
L'impianto pilota  ALONA,  basato su questo procedimento, comincerà fra 
breve a Lavorare "a caldo" sul terreno di  EUROCHEMIE  a Mol. (**) 
(***) 

- 45 -
Alcuni  di questi  progetti  vengono elaborati in collaborazione con  l'Istituto 
Battelle di Francoforte. 
La società  NUKEM  si sta occupando di un nuovo metodo d'incenerimento per i  resi­
dui alfa fondato sull'idropirolisi, nonché di un metodo per l'incenerimento delle 
resine  scambiatrici di ioni e degli esteri organici dell'acido fosforico. 
La NUKEM  sta  inoltre  per realizzare un sistema matrice di immobilizzazione -
contenitore dei residui, composto da  grafite  naturale e tale da permettere di im­
mobilizzare  qualunque  tipo  di residuo, disseccato o calcinato, che non contenga 
materiali fortemente ossidanti. 
Il centro di ricerca nucleare di Julich continua ad utilizzare il suo nuovo im­
pianto  FIPS  II per la vetrificazione dei residui ad alta attività. 
I centri di ricerca di Karlsruhe e di Julich dedicano particolare attenzione 
all'intrappolamento e all'immobilizzazione dei residui gassosi su matrici solide 
(adsorbenti a base di argento per lo iodio 129, zeoliti o leghe metalliche per il 
cripton ). 
Per i residui a  bassa  e media attività è allo studio un particolare sistema di 
condizionamento e di evacuazione  senza  contenitore.  Esso  consiste nel pregranulare 
con cemento le soluzioni, i fanghi od i residui solidi e nel mescolare i granuli 
con un legante, anch'esso a base di cemento. Questa miscela può essere iniettata 
in una caverna dove, solidificandosi, forma un monolito. All'interno della caverna 
non è richiesto alcun intervento umano. 
Questo  sistema è patrocinato dal  BMFT  e viene messo a punto da due centri di 
ricerca  e da due società industriali. 
Numerosi  studi e ricerche sono in corso in Francia nei settori del  trattamento, 
del condizionamento e della caratterizzazione dei residui.  Essi  sono  orientati 
come  segue: 
i. 
a) Residui a  bassa  e media attività, residui alfa. 
Per quanto concerne i residui liquidi acquosi, i  trattamenti  messi a punto sono 
già da tempo operativi, e secondo la natura dei residui, danno luogo a fanghi, a 
concentrati od a varie resine scambiatrici di ioni. Prosegue  tuttavia  con inten­
sità il lavoro inteso a facilitare il condizionamento finale (es. diminuzione del 
contenuto in sodio dei concentrati e del contenuto in  nitrati  dei fanghi). 
Per i residui liquidi organici vengono studiati simultaneamente l'incenerimento 
(perqual siasi  tipo  di residui organici: alcuni impianti sono già in funzione) o 
la distillazione-mineralizzazione per i solventi organici  (TBP). 
Per i residui ricchi di alfa, il recupero degli  emettitori  alfa rappresenta una 
via di sviluppo che si traduce in: 
- un impianto che dovrà entrate in funzione a Cadarache nell'83 (criofrantumazione, 
recupero del plutonio, digestione acida dei residui cellulosici), legato ai 

r 46 -
residui di fabbricazione dei combustibili ad ossido misto; 
- un impianto che dovrebbe sorgere a Fontenay-aux-Roses, impianto  LEDA 
(lisciviazione  at70-90% dei residui ricchi di alfa), legato ai residui delle 
centrali nucleari. 
Per i residui combustibili si sta studiando l'incenerimento, sotto gli aspetti 
della  tecnologia, dell'economia e della  sicurezza. 
In Francia è già stato realizzato qualche impianto, peraltro di capacità e poten­
zialità limitate. E' disponibile qualche studio di progetto preliminare, in par­
ticolare quello di un inceneritore da  100  kg/h destinato ài residui a  bassa  at­
tività.  Il passaggio di questa tecnica alla  scala  industriale dipende da  succes­
sive  decisioni. 
Particolare  importanza si attribuisce e si continuerà ad  attribuire  al trattamento 
dei gas, con priorità allo iodio e al cripton. 
I materiali più correntemente impiegati per il condizionamento di  tutti  i residui 
trattati  sono  i leganti idraulici,  i bitumi  o le resine termoindurenti, secondo  for­
mulazioni e procedimenti che, pur essendo già disponibili sul piano industriale, 
continuano a giovarsi dei progressi di notevoli lavori di R  & S  tuttora  in corso. 
Questi  metodi di condizionamento sono stati  adottati  in particolare per  i nuovi 
impianti di  ritrattamento  a La Hague  (1987). 
Non vanno  inoltre  dimenticati gli  importanti  sforzi per la  messa  a punto di  con­
dizionamenti di ricambio  assai  stabili per  i residui alfa: la matrice è general­
mente costituita da un "materiale ceramico" in senso lato (ceramiche vere e proprie, 
vetri, porcellana, grès). Vengono seguiti due orientamenti principali: 
i procedimenti destinati a costituire un'alternativa alla bitumatura, legata 
ai residui del  trattamento  delle acque degli impianti di  ritrattamento; 
la fusione autocrogiuolo delle guaine e delle  parti  terminali. 
La caratterizzazione dei residui condizionati, azione ritenuta fondamentale, è in 
pieno svi luppo. 
Essa  comporta una sperimentazione sistematica: 
° delle caratteristiche legate alla fabbricazione (controllo d.i qualità), 
0 delle caratteristiche, legate al deposito temporaneo ed allo smaltimento (resis­
tenza  agli urti, al fuoco, alle intemperie), 
° della stabilità chimica a breve termine,.in particolare per lisciviazione alla 
scala  1. 
Sono  inoltre  previste  : 
0 la creazione di una collezione di campioni rappresentativi. 

- 47 -
. L'istituzione di un Laboratorio per L'esecuzione di prove  distruttive  su 
contenitori di vecchia data. 
- essa  comporta aLtresi : 
. suLLa  fenomenoLogia deLLe possibiLi modifiche a Lungo termine (meccanismo 
e aspetti chimico-fisci deLLa Lisciviazione, diffusioni interne, stabiLità 
termica, radioLisi aLfa e beta-gamma), 
. suLLa  composizione neL tempo dei precedenti  effetti  (iL cosiddetto 
"invecchiomento", il cui studio si Limita attuaLmente ai Leganti idrauLici). 
Un'anaLisi  compLeta non può trascurare gli  importanti  sforzi compiuti nei 
seguenti settori di sviLuppo : 
- gli studi suL condizionamento dei residui speciaLi, in particoLare dei 
residui  triziati  e dei residui di smanteLLamento (procedimenti di 
decontaminazione, fusione dei residui metaLLici ecc.); 
- gli sviLuppi a  tutti  i LiveLLi dei procedimenti di misura sui campioni o aLla 
rinfusa (spettrometria aLfa e beta-gamma, misure degLi aLfa con metodi neutro-
nici attivi  e passivi); 
- La raccoLta più compLeta possibiLe dei biLanci di  tutti  i tipi  di residui, 
b) Residui ad eLevata attività. 
La vetrificazione - procedimento base deL condizionamento dei residui ad 
aLta  attività - ha raggiunto uno stadio industriaLe. Sono previste Le seguenti 
evoLuz  ioni. 
Impianto  AVH (od R7), associato agLi ampLiamenti di La Hague, avvio previsto 
per iL 1987.  Ispirato  daLL'AVM,  L'impianto si appoggerà ad un  prototipo 
inattivo  in corso di costruzione. Per quanto riguarda Le soLuzioni primarie 
ad aLta attività, La massima quantità possibiLe di  rifiuti  Liquidi sarà 
ricicLata  ed inviata  aLLa  vetrificazione : ciò diminuirà in uguaLe misura Le 
aLtre attività dei residui aLfa. 
PIVER  II : unità piLota attiva di vetrificazione continua. 
La caratterizzazione dei  vetri  è oggetto di un intenso Lavoro. Sono in corso : 
i 
. Vari studi anaLitici : Lisciviazione, meccanismi degLi scambi neLLo 
strato superficiaLe, stabiLità aLLe radiazioni  (vetri  drogati in aLfa, 
impiantazione ionica ecc.), stabiLità fisica (cristaLLizzazione,  effetti 
deLLe  soLLecitazioni termiche e meccaniche),  effetti  di pressione e 
temperatura. Questi studi, avviati da più di 10 anni, proseguono ad un 
LiveLLo  più eLevato; 
. Uno studio gLobaLe : simuLazione su bLocchi  attivi  e inattivi  deLLe 
condizioni di deposito prevedibiLi, con o senza barriere geochimiche 
iL programma inizierà neL 1983). 
Si mira a Lungo termine a un modeLLo di Lisciviazione. 

- 48 -
Un numero relativamente cospicuo di studi e di ricerche nel settore del 
trattamento, del condizionamento e della caratterizzazione dei residui è 
attualmente in corso anche in Italia. Di  essi  si occupano essenzialmente 
L'ENEA  e, in minor misura, l'AGIP nucleare. 
L'ENEA  è particolarmente impegnato in un programma di R&S per l'acquisizione 
della  tecnologia di vetrificazione dei residui ad alta attività. Il lavoro 
nazionale  in questo settore è aperto a qualsiasi eventuale cooperazione 
comunitaria. Si sta attualmente sperimentando un procedimento di vetrifica­
zione  in recipiente chiuso, "a freddo" e "a caldo" (nel secondo  caso,  in 
cella  calda e su  scala  di impianto minipilota). Parallelamente, si sta 
realizzando  un insieme (impianto  PROTEO)  per lo studio della telemanipolazione 
del recipiente chiuso mentre proseguono gli studi di caratterizzazione dei 
vetri  prodotti. 
Dovrebbe essere costruita verso l'inizio degli anni '90 un' unità pilota di 
vetrificazione, coliegata all'impianto pilota di  ritrattamento  EUREX. 
Per quanto riguarda i residui liquidi a  bassa  e media attività, sono in corso 
di sviluppo due impinati pilota di condizionamento.  Essi  saranno utilizzati 
per dimostrare l'attuabilità dei processi di rivestimenti con poliestere e 
con matrici cemento + resine messi a punto da II'ENEA. 
Per il principio degli anni '90 è prevista la costruzione di un impianto di 
condizionamento fondato su uno di questi due metodi. Tale impianto e dovrebbe 
essere  collegato all'impianto di  ritrattamento  ITREC.  Verrà costruito un 
impianto di compattazione per il trattamento dei residui solidi attualmente 
depositati nei vari centri di ricerca nucleari. 
Verranno infine proseguiti gli studi e i lavori di R&S per il trattamento dei 
residui liquidi e solidi contaminati da plutonio (residui alfa). In tale 
settore, l'AGIP nucleare ha messo a punto un procedimento di ossidazione dei 
sali fusi. 
Nei Paesi  Bassi , le ricerche sono orientate soprattutto verso lo smaltimento 
definitivo dei residui ad alta attività (residui vetrificati provenienti dal 
ritrattamento  all'estero del combustibile esaurito, che verranno  restituiti 
ai Paesi  Bassi  verso il principio degli anni '90). Nondimeno, sono in corso 
prove e valutazioni su materiali ceramici per l'immobilizzazione dei residui 
ad alta attività. 
Nel Regno Unito verrà costruita a Sellafield un impianto di vetrificazione 
per i residui ad alta attività, che dovrebbe entrare in servizio nel 1990. 
Benché si  possa  attualmente affermare che i  vetri  a base di borosiMeati 
costituiscano un condizionamento adeguato ai  fini  dello smaltimento, sono 
allo studio  altri  processi,  basati su matrici ceramiche e minerali, in 
vista di un eventuale impiego in impianti futuri. 
Si prevede altresi l'installazione a Sellafield di un impianto per la cernita, 
il trattamento e il condizionamento dei residui alfa. I procedimenti 
comprenderanno probabilmente, dove del  caso,  L'incorporazione di  tali  residui, 
in matrici a base di cemento destinate a essere affondate nell'oceano. 

'- 49 -
I residui delle altre categorie  prodotti  nel Regno Unito sono estremamente 
diversi dal punto di vista del loro stato chimico-fisico e della natura e 
quantità della radioattività ad  essi  associata.  Per il  trattamento  e il 
condizionamento di questi residui in vista dello smaltimento è disponibile 
una vasta gamma di procedimenti. 
Tra i processi di  trattamento  che sono attualmente oggetto di ricerca si 
possono  ricordare i seguenti : 
- per la riduzione di volume : sminuzzamento, sezionamento col laser, 
compattazione, incenerimento, digestione  acida,  e, per i residui  acquosi, 
filtrazione, evaporazione, centrifugazione ed  essiccazione  con idrociclone; 
- per la decontaminazione : lavaggio, pulizia con ultrasuoni, lisciviazione e 
elettrolevigazione per i residui solidi, precipitazione, ultrafiltrazione, 
filtrazione magnetica, scambio di ioni e tecniche elettrochimiche per i 
residui liquidi; 
- per la stabilizzazione e/o la compatibilità con la matrice di rivestimento : 
incenerimento o digestione acida per i materiali organici; trasformazione 
nei relativi ossidi o idrossidi per i materiali reattivi. 
II condizionamento dei residui in vista dello smaltimento può essere  effettuato 
incorporandoli, con o  senza  trattamento  preliminare, in adatte matrici, come 
cemento, bitume, polimeri organici, cemento impregnato di polimeri o anche 
metalli. A  titolo  alternativo, taluni residui, come ad esempio gli ossidi 
metallici o i  sali,  possono prestarsi ad una conversione diretta in materiali 
ceramici mediante compattazione a caldo. Analogamente, i materiali plastici 
potrebbero essere convertiti direttamente in un blocco solido per fusione e 
colata  in stampo. I singoli procedimenti si trovano a diversi stadi di sviluppo 
tecnico.  Essi  producono residui condizionati di varia qualità e  attitudine 
ai diversi  tipi  di smaltimento.  Inoltre,  i costi dei procedimenti e l'esposi­
zione  dei lavoratori alle radiazioni possono variare largamente da un'opzione 
all'altra, come ad esempio nei  casi  dell'immobilizzazione diretta nel cemento 
o nel bitume e di procedimenti più complessi, comportanti una riduzione di 
volume e una decontaminazione prima dell'immobilizzazione. 
In pratica, la scelta finale di un procedimento verrà  effettuata  nel quadro 
di uno schema ottimalizzato di gestione dei residui, dopo aver valutato le 
esigenze  del deposito, del trasporto ed dello smaltimento in funzione dei costi 
e dell'incidenza sull'ambiente. Il Dipartimento dell'Ambiente sta effettuando 
studi,  in concerto con  altri  organismi e coi  produttori  di residui, per 
definire e valutare tale  schema. 

- 50 -
III.3.  Previsioni e programmi per il deposito e Lo smaltimento dei residui 
Le prospettive e i programmi per iL deposito temporaneo e Lo smaltimento dei 
residui  trattati  in questo paragrafo riguardano essenzialmente i residui alfa e 
quelli ad alta attività, in quanto lo smaltimento dei residui a  bassa  e media 
attività ha già raggiunto la fase industriale (cfr. paragrafo  II.4.).  Nondimeno, 
si forniranno - paese per paese - alcune informazioni riguardanti la realizzazione 
di nuovi impianti. 
L'opzione  di smaltimento per i residui alfa e ad alta attività attualmente più 
studiata presso gli Stati membri e sul piano comunitario consiste nel confinare 
tale residui in formazioni geologiche profonde (*). 
I risultati  delle ricerche in questo settore sembrano finora confermare il  real­
ismo  e i  meriti  di questa opzione. Il censimento delle formazioni geologiche che 
presentano caratteristiche tecniche favorevoli all'impianto dei depositi nel sot­
tosuolo profondo della Comunità (10) mostra altresì che le autorità responsabili 
dispongono  di una vasta scelta per la prospezione e il  successivo  studio di  even­
tuali  siti di smaltimento. 
Anche  se si può già affermare che le  attuali  conoscenze già permettono di realiz­
zare  installazioni di smaltimento in qualsiasi formazione geologica (argilla, 
granito, sale), vanno  tuttavia  precisate le prestazioni di confinamento di cui 
queste diverse formazioni sono  capaci. 
Gli studi e le ricerche  effettuate  nelle varie formazioni geologiche dagli Stati 
Membri,  tanto  sul piano nazionale che su quello comunitario (**); dovrebbero per­
mettere negli anni avvenire di dare una risposta a questo interrogativo. 
(*) La trasmutazione dei transuranici in elementi a vita breve per irradiazione in 
reattori  nucleari permetterebbe di limitare il problema dell'evacuazione dei 
residui a vita lunga. Gli studi  effettuati  dal 1973 al 1980 presso il CCR di 
Ispra, in collegamento con gli ambienti scientifici internazionali, hanno 
tuttavia  mostrato che tale strategia presenterebbe più inconvenienti che  van­
taggi,  almeno allo stato attuale delle tecniche. Per il momento,  essa  non 
viene  quindi presa in considerazione dagli Stati membri e dalla Commissione. 
(**) Nel quadro del programma R&S della Comunità, le formazioni argillose  ven­
gono studiate essenzialmente dal Belgio e dall'Italia, le formazioni cristal­
line dalla Francia e dal Regno Unito, le cupole saline dalla Repubblica fede­
rale di Germania e dai  Paesi  Bassi.  Studi di appoggio concernenti  tutti  i 
tipi di formazione vengono  effettuati  in Danimarca. Va osservato che, ad ec­
cezione  della Repubblica federale di Germania,  tali  opzioni non implicano 
alcun  impegno definitivo circa l'utilizzazione del  tipo  di formazione che 
viene  studiato. I suddetti Stati membri e il CCR partecipano altresì all'azione 
comunitaria mirante a precisare le prestazioni di confinamento di queste forma­
zioni  geologiche e dei sedimenti dei fondi marini. L'impegno comunitario per 
quest'ultima opzione è  tuttavia  meno rilevante. 

- 51 -
Quale  alternativa a lungo termine allo smaltimento nelle formazioni geologiche 
continentali è stato recentemente preso in considerazione lo smaltimento nei 
sedimenti dei fondi marini. Gli studi e le ricerche in questo settore sono 
nettamente meno progrediti di quelli relativi alle formazioni continentali : 
in particolare, l'attuabilità di questo metodo deve essere ancora dimostrata. 
Tenuto conto di questo stato di  fatti  si può già prevedere che,  intorno  al 
1990,  alcuni Stati membri disporranno di installazioni nelle formazioni 
geologiche  continentali destinate allo smaltimento in profondità dei residui 
alfa. 
Alcuni  Stati membri hanno programmato o stanno costruendo installazioni sotter­
ranee  per acquistare dati sul sistema residui ad alta attivtà/smaltimento. A ciò 
potrebbe seguire, verso la fine del  secolo,  la costruzione di impianti operativi 
per lo smaltimento dei residui ad alta attività negli  strati  profondi delle 
formazioni geologiche continentali. 
Si riferisce qui di seguito in merito alla parte essenziale dei programmi degli 
Stati membri, e si indicano alcune prospettive. 
In Belgio, l'affondamento nell'oceano costituisce sempre la stragegia di 
smaltimento per i residui a  bassa  attività, accompagnata da sforzi tecnici ed 
organizzativi intesi alla riduzione dei volumi. 
Viene  peraltro studiata da qualche anno la possibilità di creare un insieme 
di gallerie sotterranee destinate allo smaltimento dei residui ad alta e media 
attività e dei residui alfa in uno strato di argilla situato sotto il terreno 
del CEN-SCK  a Mot  (progetto  HADES). 
Lo strato di argilla interessante a questo fine (argilla di Boom) è situato ad 
una profondità variabile fra - 160 e - 270 metri. 
Gli studi e le ricerche di natura geologica ed idrogeologica sono già stati 
effettuati,  ed il primo obiettivo del programma attuale consiste quindi 
nella  realizzazione di un laboratorio sperimentale nell'argilla, al livello di 
225 metri. I relativi lavori, che hanno avuto inizio nel 1980, dovrebbero 
essere  ultimati  in linea di principio nel 1983. Detto laboratorio sotterraneo 
(il primo di questo  tipo  in Europa) permetterà l'acquisizione di nuovi dati 
idrogeologici,  geomeccanici e tecnologici e di verificare sul posto gli 
aspetti legati fra  l'altro  allo scambio termico ed alla corrosione. 
Secundo  un primo studio concettuale, l'impianto, situato nel piano dello 
strato, potrebbe comportare due pozzi di  accesso  verticali, du pozzi di 
ventilazione,  una galleria principale del diametro di 4,5  metri  e 550  metri  di 
lunghezza  destinata al trasporto, ed un assieme di gallerie secondarie di 
3,5 metri  di diametro per lo smaltimento dei residui. Per i residui a media 
attività ed i residui alfa è prevista una rete di gallerie dello sviluppo di 
7 km  circa. 
L'impianto potrebbe entrare in funzione abbastanza presto per i residui a 
media  attività e per i residui alfa, ma si prevede che per i residui ad alta 
attività sarà necessario ricorrere al deposito in superficie per la durata 
di aImeno 50 anni. 

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Dopo  un periodo di vari decenni, durante il quale sarà mantenuta un'opzione 
di recuperacilità,  tutti  gli spazi  vuoti  verranno colmati in modo rigido e 
i pozzi verranno  otturati  con l'argilla estratta durante il loro scavo. Il 
modo di chiusura impiegato deriverà dall'esperienza acquisita durante la 
fase  di reversibilità. 
In Danimarca, l'introduzione non ancora avvenuta dell'energia èlettronucleare 
e le quantità relativamente modeste dei residui a  bassa  e media attività 
attualmente depositati presso il laboratorio nazionale di  Riso  non impongono 
per il corrente secolo la disponibilità di impianti di smaltimento nelle 
formazioni geologiche. Sono  tuttavia  necessari piani preliminari : si stanno 
attualmente studiando varie possibilità. 
Nel quadro delle condizioni preliminari all'introduzione dell'energia elettro­
nucleare  nel paese, i  produttori  di elettricità hanno  effettuato  un vasto 
programma di investigazioni per dimostrare l'attuabilità dello smaltimento 
dei residui ad alta attività nelle cupole saline danesi. Tale lavoro è 
attualmente oggetto di valutazione da parte delle autorità competenti. 
Nella  Repubblica federale di Germania, non è escluso che lo smaltimento dei 
resi dui a  bassa  e media attività nella miniera di  Asse  possa  essere nuovamente 
autorizzato a breve  scadenza.  La miniera di Konrad potrebbe parimenti essere 
destinata allo smaltimento dei residui a  bassa  attività, a partire probabilmente 
dal 1988. 
La cupola salina di Gorleben è attualmente oggetto di un notevole lavoro di 
R&S in vista della sua  futura  utilizzazione come sito di smaltimento dei 
residui di alta attività e di qualsiasi altra categoria. 
I programmi prevedono l'utilizzazione dei metodi di collocazione dei residui 
che sono stati messi a punto successivamente al 1967 nella miniera di  Asse  ed 
i metodi di collocazione per i residui ad alta attività che sono attualmente 
in corso di sviluppo presso la  stessa  miniera. 
In Francia si ritiene che nel quadro di un programma generale di gestione della 
totalità dei residui radioattivi : 
- si dovrebbe creare un secondo centro di smaltimento per i residui a  bassa  e 
media  attività, dello stesso  tipo  di quello in corso di utilizzazione, che 
dovrebbe essere reso operativo verso il 1986; 
- determinate categorie di residui dovrebbero essere affondate nell'oceano, 
nel quadro del meccanismo messo a punto da 111  OCSE/AEN.  Ques1"} pratica 
servirebbe  di complemento allo smaltimento terrestre; 
- per il principio degli anni '90 dovrebbe entrare in operazione un centro di 
smaltimento per i residui alfa; 
- verso la  stessa  epoca dovrebbe entrare in servizio un centro di smaltimento 
sperimentale per i residui ad alta attività (residui vetrificati); 
- la prima fase del programma ritenuta essenziale per l'insieme del suo 
sviluppo,  dovrebbe consistere in un'inventario dei siti potenzialmente 
favorevoli e nell'avvio di uno studio per la caratterizzazione e la 

- 53 -
qualifica  del sito o dei siti dove verrebbero impianti i centri di smaltimento. 
Per il momento,in attesa della creazione di  tali  centri, è stata prevista la 
costruzione  degli impianti di deposito provvisorio necessari a fronteggiare 
la produzione di residui, in particolare di residui alfa e di residui vetrificati, 
derivanti dal  ritrattamento  dei combustibili esauriti. 
In Italia  si stanno attualmente cercando cavità sotterranee nelle miniere 
abbandonate,  da destinare allo smaltimento dei residui a  bassa  e media attività. 
I residui alfa e quelli ad elevata attività verranno smaltiti in profondità, in 
formazione geologiche adeguate. Lo smaltimento sarà proceduto da un deposito 
provvisorio per qualche decennio in apposite  strutture  artificiali, per 
consentire il decadimento radioattivo e il raffreddamento dei residui. Il 
lavoro di identificazione dei siti  atti  alla costruzione degli impianti di 
smaltimento si concentra sulle formazioni argillose : non vengono  tuttavia 
trascurati  altri  tipi  di formazioni geologiche. 
Avrà ben presto inizio la costruzione di un laboratorio sperimentale sotterraneo; 
un impianto dimostrativo di smaltimento potrebbe essere già disponibile per la 
fine del  secolo. 
Nei Paesi  Bassi  vengono attualmente studiate alcune opzioni di smaltimento dei 
rifiuti  a bassa  e media attività, che potrebbero costituire un'alternativa 
all' affondamento nell'oceano. 
Nel Regno Unito, un impianto di deposito per i residui ad alta attività 
vetrificati  verrà costruito a Sellafield. 
Essendo  già stata in linea di principio stabilita, la possibilità dello 
smaltimento negli  strati  sotterranei, le ricerche proseguono nel settore dello 
smalitmento nei sedimenti dei fondi marini. In tal modo sarà possibile  effettuare 
entro il tempo una valutazione comparativa delle diverse opzioni. 
Sono  attualmente in corso lavori per  l'entrata  in funzione nel 1990 degli 
impianti  terrestri  destinati ad accogliere la maggior parte dei residui di 
media  attività ed alfa. Tali impianti potrebbero essere  costituiti  da 
trincee  strutturate  alla profondità di 20-30 m nonché da una miniera 
modificata, ovvero da cavità appositamente praticate a profondità maggiori. 
Sono  in corso ricerche per identificare siti appropriati. I  tipi  e le 
quantità dei residui che potranno essere smaltiti in un dato impianto 
dipenderanno dalla concezione specifica di ciascun impianto e dagli imballaggi 
dei residui. Di conseguenza, non è possibile valutare in questa fase il numero 
di impianti  necessari. 
Per i residui a  bassa  attività si prevede di continuare l'impiego dei mezzi 
attuali, descritti al paragrafo II.4. Si pensa  tuttavia  alla ricerca di 
nuovi siti appropriati per  l'interramento  dei residui del  tipo  attualmente 
smaltito a Drigg. 

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CAPITOLO  IV 
CONCLUSIONI 
1. I residui radioattivi vengono attualmente  prodotti  nella Comunità in tre di­
versi  settori di attività: la produzione di energia elettronucleare (compreso 
il ciclo del combustibile ad  essa  associato) (*); la ricerca e le applicazioni 
industriali e mediche dei radioelementi. 
L'apporto relat!v/o a questi tre settori varia da momento a momento e da Stato 
a Stato, particolarmente in funzione degli impegni e delle realizzazioni in 
materia di programmi elettronucleari. 
2. In  tutti  gli Stati membri esistono disposizioni istituzionali concernenti la 
regolamentazione della gestione dei residui radioattivi. Ulteriori  disposi­
zioni  sono state prese nel corso degli  ultimi  anni nei paesi interessati per 
assicurare  lo smaltimento dei residui radioattivi.  Tutte  queste disposizioni 
mirano ad assicurare la  sicurezza  dell'uomo e la protezione dell'ambiente; 
essi sono oggetto di attenzione permanente, per essere completate nella misura 
delle  esigenze. 
3. Il volume dei residui, essenzialmente a  bassa  attività,  prodotti  nel settore 
della  ricerca, della medicina e dell'industria, rappresenta oggi la produzione 
totale  degli Stati membri non impegnati nei programmi elettronucleari e  cos­
tituisce una frazione significativa o importante della produzione  totale  degli 
Stati impegnati in  tali  programmi. 
4. Circa  il 95% dei residui condizionati  prodotti  oggi nella Comunità è costitu­
ito da residui a  bassa  e media attività, che per decadimento radioattivo dov­
rebbero raggiungere il livello della radioattività naturale entro qualche  cen­
tinaio di anni. Tale percentuale diminuirà nel corso delgi anni  futuri  con 
l'aumentare della produzione di residui di altre categorie legati allo sviluppo 
degli impianti del ciclo del combustibile nucleare nella Comunità, ma sarà ancora 
cora  molto elevata (85% circa) alla fine del  secolo. 
Il tasso annuo di produzione nella Comunità è attualmente di qualche decina di 
migliaia  di m3 per i tre settori di attività menzionati al punto 1. Verso la 
fine del  secolo,  esso  si avvinerà ai 100.000 m3. Per inquadrare più agevolmente 
tali cifre si osserverà che la Comunità ha  prodotto  nel 1982 40.000.000 circa di 
tonnellate di residui di  prodotti  chimici variamente tossici. 
(*) Nella  presente relazione non si è  tenuto  conto dei residui a  bassa  attività 
derivanti dall'estrazione e dal  trattamento  dei minerali d'uranio nonché di 
quelli provenienti dal declassamento delle installazioni nucleari. La maggior 
parte dei residui di declassamento non verrà praticamente  trattata  prima della 
fine del  secolo. 

- 55 -
5. Fra i  prodotti  attualmente considerati come residui a  bassa  attività 
sono  compresi materiali semplicemente sospetti di contaminazione 
radioattiva. 
E' prevedibile che in  futuro  tali  prodotti  vadano diminuendo, per  effetto  : 
- del completamento degli studi, attualmente in corso sul piano inter­
nazionale,  per la definizione dei valori di soglia al di sotto dei 
quali  detti  prodotti  non esigono alcuna speciale precauzione (valori 
"de minimis"); 
- della  messa  a punto dei metodi per la determinazione delle  basse 
attività; 
- del miglioramento delle tecniche di cui al punto 6. 
6. Sono già disponibili metodi per il trattamento e il condizionamento 
dei residui a  bassa  e media attività, ed i corrispondenti impianti 
industriali lavorano con  successo  dall'inizio degli anni '50. In 
numerosi paesi della Comunità proseguono tuttavia attività di R&S 
destinate a perfezionare i procedimenti già  noti  ed a sviluppare dove 
necessario  nuovi procedimenti,  prodotti  e imballaggi più efficaci e/o 
economici,  utilizzabili su vasta  scala  industriale. 
Tutti  questi lavori sono  rivolti  fra  l'altro  verso i  fattori  di riduzione 
del volume e di aumento della resistenza a lungo termine dei  prodotti 
condizionati,  per migliorare la  sicurezza  dello smaltimento. 
Tale  parte della gestione dei residui sembra soddisfare alle attuali 
esigenze  dei programmi elettronucleari e di  sicurezza. 
7. Per lo smaltimento dei residui a  bassa  e media attività gli Stati membri 
adoperano  attualmente, da soli od  assieme,  due metodi a carattere 
complementare : lo smaltimento sulla superficie terrestre e l'affondamento 
nell'oceano.  E' da prevedersi a breve termine l'insufficienza delle 
aree  di smaltimento, se in taluni Stati membri non verrà  decisa  al più 
presto l'apertura di nuovi siti in superficie. 
Va notato che la quantità e l'attività dei residui riversati nell'oceano 
sono  limitate dalle raccomandazioni internazionali in vigore. Tali 
limiti  sono superiori alle attuali esigenze della Comunità. 
8. 115% dei residui radioattivi  prodotti  nella Comunità è costituito da 
prodotti  contaminati da  emettitori  alfa a lunga vita, la cui radioattività 
resterà significativa per lunghi periodi di tempo. La maggior parte 
di questi residui rimane per ora  senza  trattamento. Le tecnologie di 
base  per il trattamento e il condizionamento di questi resinimi sono 
già disponibili, ma i procedimenti devono ancora essere messii a punto, 
perfezionati e selezionati in modo da assicurare uno smaltimento ottimale. 
Le attuali attività di R&S si concentrano sulle tecniche dì trattamento 
dei residui liquidi e solidi contaminati da  emettitori  alfa e sul 
condizionamento delle guaine degli elementi di combustibile esauriti. 
Attraverso queste attività si  cerca  di realizzare procedimenti di 
condizionamento  tali  da garantire a lungo l'innocuità dei materiali 
depositati o smaltiti. La separazione dei radioelementi a vita lunga 
(attinidi),  sia in vista di un riciclo, sia per la degradazione della 
maggior parte di  essi  a residui di altre categorie, è  anch'essa 
oggetto di studio. 

- 56 -
Per La  messa  a punto di queste tecniche sarà necessario ancora qualche 
anno;  La Comunità dovrebbe comunque essere in grado, di far  fronte  alle 
necessità nei tempi voluti. 
9. L'evacuazione dei residui contaminati da  emettitori  alfa non viene 
ancora  praticata. Fino ad oggi, gli Stati membri interessati hanno 
depositato  tali  residui in installazioni  speciali,  in attesa di poter 
procedere  al condizionamento e allo smaltimento. 
Le prime installazioni di smaltimento dei residui alfa nelle formazioni 
geologiche  a media profondità (dell'ordine di qualche centinaio di m) 
dovrebbero entrare in servizio in qualche Stato membro fra una diecina 
d'anni.  Se queste previsioni si realizzeranno, lo smaltimento dei residui 
alfa  sarà allora all'altezza delle esigenze degli anni avvenire; in  caso 
contrario, proseguiranno le  attuali  pratiche di deposito. Tenuto conto 
di ciò, la situazione e le prospettive di smaltimento dei residui alfa 
non sembrano dover costituire un ostacolo allo sviluppo dei programmi 
elettronucleari degli Stati membri più impegnati in questo settore. 
10. Lo 0,3% del volume dei residui radioattivi  prodotti  dalla Comunità è 
costituito da residui ad alta attività (contenenti anch'essi  emettitori 
alfa), che saranno vetrificati. In questi residui è contenuta la quasi 
totalità della radioattività dei residui derivanti dai programmi 
elettronucleari. Lo sviluppo di calore ad  essa  dovuto è pertanto una 
delle  principali preoccupazioni per la gestione di questi residui. 
Dopo  qualche  secolo,  la radioattività e lo sviluppo di calore raggiungeranno 
livelli analoghi a quelli dei residui alfa. A tale momento, i residui ad 
alta attività potranno essere assimilati ai residui alfa. 
11. La maggior parte dei residui ad alta attività viene oggi depositata allo 
stato liquido in serbatoi provvisti di dispositivi speciali per il 
raffreddamento e la  sicurezza.  I processi di  trattamento  e di condiziona­
mento mirano ad immobilizzare questi residui entro matrici solide che, 
come  i vetri, sono capaci di conservare una buona integrità a lungo termine. 
Nella  Comunità è attualmente in corso lo sviluppo di vari procedimenti di 
condizionamento.  Fra questi, il procedimento francese di vetrificazione 
(AVM)  comincia ad essere disponibile su  scala  commerciale. 
12. Il tempo necessario per il "raffreddamento", la disponibilità di mezzi 
di deposito e il piccolo volume dei residui ad alta attività lasciano una 
grande flessibilità nella definizione della strategia e del calendario 
per lo smaltimento di  tali  residui. 
Lo smaltimento è oggetto di un lavoro molto importante di R&S  tanto 
all'interno quanto all'esterno della Comunità. Quasi  tutti  gli Stati 
membri, al pari della Commissione, vi apportano il loro contributo. Le 
opzioni  allo studio riguardano lo smalimento in profondità in diverse 
formazioni geologiche continentali, ben rappresentate nel  territorio 
della  Comunità, e lo smaltimento nei sedimenti marini. 
I risultati  ottenuti  fino  ad oggi confermano che nella Comunità è 
realizzabile  lo smaltimento in adeguate formazioni continentali. 
L'opzione  di smaltimento nei sedimenti marini  offre  prospettive interessanti, 
ma la sua attuabilità rimane ancora da dimostrare.  Presso  vari Stati 
membri sono in corso di realizzazione o di progetto laboratori sotteranei 

-57-
per precisare il sistema residui/impianti di smaltimento. Gli impianti po-
trebberoessere operativi già verso la fine del  secolo. 
13. In ultima analisi e da un punto di vista globale,  l'attuale  situazione e 
le prospettive in materia di gestione dei residui radioattivi nella Comunità 
non costituiscono né un pregiudizio per la  sicurezza  dell'uomo e del suo am­
biente, né un ostacolo tecnico al previsto sviluppo dei programmi elettro-
nucleari nella Comunità. Perché tale situazione  possa  mantenersi in  futuro, 
è indispensabile che le  attuali  previsioni si concretizzino attraverso il 
proseguimento degli impegni nazionali e comunitari di R & S e  l'entrata  in 
funzione di nuovi impianti. Gli eventuali ostacoli alla realizzazione di un 
simile piano non hanno natura tecnica, ma potrebbero derivare da una mancata 
accettazione da parte del pubblico. Sono quindi necessarie chiare decisioni 
politiche relative all'attuazione di tale piano. 

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REFERENCES 
(1) The classification of radioactive wastes; Health  Physics,  vol. 27 (1974). 
(2) Communication de la Commission au  Conseil  sur le rapport du Comite  consul-
tatif  ad hoc sur le retraitement du combustible nucleaire irradie  (CORECOM); 
documento CCE COM (82) 37 def. du 5 fevrier 1982. 
(3) Technological progress in the management of radioactive waste : 
Part  I : Evaluation of the present situation in Europe; 
Part  II : Evaluation of research and development  work; 
Part  III : Conclusion and recommendations; 
EUR report  n° 6699EN (1980). 
(4) Traitement et conditionnement des dechets solides de faible et moyenne 
activite; EUR  report  n° 7374FR  (1981). 
(5) Advanced management methods for medium active liquid waste; EUR  report 
n° 7037 (1981); 
Management of plutonium contaminated waste; EUR  report  n° 7335 (1981). 
(6) Decision du  Conseil  du 9  juillet  1975 adoptant un programme sur la gestion 
et le stockage des dechets radioactifs (1975-1979); J.O. volume 18 n° L.178 
(1975) . 
(7) Radioactive waste management and disposal : proceedings of the  first 
European  Community conference, Luxembourg, May 20-23, 1980; EUR  report 
n° 6871 (1980). 
(8) Decision du  Conseil  du 18 mars 1980 adoptant un programme sur la gestion 
et le stockage des dechets radioactifs (1980-1984); J.O. volume 23 n° L.78 
(1980) . 
(9) Research  and development on radioactive waste management and disposal : 
- First annual progress  report  of the European Community programme 
1980-1984; EUR  report  n° 7652 (1982). 
- Second  annual progress  report  of the European Community programme 
1980-1984; EUR  report  n° 8272 (1982). 
(10) Geological confinement of radioactive waste  within  the European Community : 
European  catalogue of geological formations having suitable characteristics 
for the disposal of solidified high-level and/or long-lived radioactive 
waste; EUR  report  n° 6891EN,  FR (1980).