COMISSÃO DAS COMUNIDADES EUROPEIAS 
COM(93) 88 final 
Bruxelas, 1 de Abril de 1993 
COMUNICAÇÃO E 30 RELATÓRIO DA COMISSÃO 
sobre a situação actual e perspectivas da gestão dos resíduos 
radioactivos na Comunidade Europeia 

- ±-
COMUNICAÇÃO DA COMISSÃO 
sobre a situação actual e perspectivas da gestão dos resíduos 
radioactivos na Comunidade Europeia 
I. INTRODUÇÃO 
IL SITUAÇÃO ACTUAL E PERSPECTIVAS DA GESTÃO DOS RESÍDUOS 
RADIOACTIVOS 
11^4. Produção de resíduos 
II.B. Gestão dos resíduos de curta duração 
U.C. Situação da armazenagem em profundidade 
II.D. Resultados e problemas a resolver 
III. ACÇÃO DA COMISSÃO 
TV. RECOMENDAÇÕES 
- 1Í--
INTRODUÇÃO 
O Conselho, na sua Resolução de 18 de Fevereiro de 1980*, aprovou um plano 
de acção comunitário 1980-1992 em matéria de resíduos radioactivos. Esse plano 
diz respeito a problemas colocados pelos resíduos radioactivos provenientes das 
instalações nucleares e muito especialmente aos relativos à gestão e à 
armazenagem dos resíduos de alto nível radioactivo e/ou de longa duração. 
O ponto 1 do plano prevê uma análise permanente da situação da gestão dos 
resíduos radioactivos na Comunidade tendo em vista a adopção das soluções 
necessárias. Essa análise deve incidir sobre: 
- as técnicas disponíveis e as instalações existentes e previstas pelos 
Estados-membros para garantir a gestão dos resíduos radioactivos nas suas 
diferentes etapas, incluindo os processos e procedimentos destinados a 
permitir a sua armazenagem definitiva; 
os trabalhos de investigação e de desenvolvimento tecnológicos que os 
Estados-membros e a Comunidade contam efectuar; 
as práticas de gestão definidas ou a definir nos Estados-membros para as 
diferentes categorias de resíduos; 
as previsões de aplicação e o calendário respectivo. 
As informações e resultados obtidos no decurso dos trabalhos referidos serão 
utilizados "tendo em vista fornecer permanentemente à Comunidade e aos 
Estados-membros uma relação dos trabalhos e das realizações no domínio da 
gestão e da armazenagem dos resíduos radioactivos, face às necessidades dos 
programas nucleares". 
A Comissão transmitiu ao Conselho, em 1983 e 198T*, dois relatórios relativos 
à situação e às perspectivas da gestão dos resíduos radioactivos nos 
Estados-membros da Comunidade até ao final do século. 
A Comissão transmite em anexo o seu terceiro relatório, baseado na situação 
1990-1991, e elaborado, como os anteriores, a partir das informações 
comunicadas pelos Estados-membros. 
Cf. JO n° C51 DE 29.11980, pp. la 3. 
Comunicações da Comissão ao Conselho "Primeiro relatório relativo à situação actual e perspectivas da 
gestão dos resíduos radioactivos na Comunidade", doe. COM (83) 262, de 16.5.1983, e "Segundo relatório", 
doe. COM (87) 312, de 2210.1987. 
-«le-
O Conselho aprovou recentemente a renovação do plano* para o período de 
1993-1999, que deverá permitir, nomeadamente à Comissão, continuar a informar 
periodicamente o Conselho através de outros relatórios. 
// - SITUAÇÃO ACTUAL E PERSPECTIVAS DA GESTÃO DOS RESÍDUOS 
RADIOACTIVOS 
O relatório apresentado em anexo permite destacar os pontos seguintes: 
HA. Produção de resíduos 
O elevado nível de desenvolvimento dos Estados-membros tem por efeito a 
produção de resíduos radioactivos de muitas e variadas categorias e origens; a 
importância dessa produção varia consideravelmente em função dos 
Estados-membros da Comunidade; contudo, todos os Estados são abrangidos 
pelo problema. 
A primeira fonte de produção de resíduos radioactivos resulta da utilização 
de radioisótopos e de determinados dispositivos de irradiação na indústria, 
na medicina e na investigação para fins não nucleares. Todos os 
Estados-membros são abrangidos por essa fonte de produção. Esses 
resíduos são, com excepção das fontes de radiações utilizadas, de fraco 
nível radioactivo. Embora os dados nacionais relativos a esses resíduos 
sejam dificilmente comparáveis, os volumes em causa não podem, no 
entanto, ser negligenciados e necessitam de uma gestão cuidada. 
A segunda fonte de produção de resíduos radioactivos resulta do 
tratamento efectuado por várias indústrias de minerais ou de materiais 
brutos que contêm radioelementos naturais; esta fonte abrange os Estados 
com ou sem programas electronucleares, que desenvolvem actividades 
industriais tais como a exploração de jazigos de urânio, a produção de 
adubos fosfatados ou a extracção de gás natural ou de petróleo; esses 
resíduos contêm unicamente radioisótopos naturais e são, no essencial, de 
baixo nível radioactivo. Os dados relativos a esta última categoria de 
resíduos não se encontram disponíveis de forma sistemática, com excepção 
dos que se referem à exploração de jazigos de urânio. 
Resolução do Conselho de 15.6.1992 
.4. dL-
A realização dos programas electronucleares, incluindo a investigação 
associada e a desactivação das instalações desafectadas, constitui a terceira 
fonte de produção*. Os resíduos resultantes de centrais electronucleares 
e das instalações do ciclo de combustível associadas representam o 
essencial em termos de radioactividade contida. Estes resíduos pertencem 
a todas as categorias (baixo, médio e alto nível radioactivo; curta e longa 
duração). 
Todos os Estados-membros que estão ou já estiveram envolvidos em 
programas nucleares são abrangidos. 
Em termos de volume, a produção anual desses resíduos inscreve-se nas 
previsões do relatório anterior e deve continuar a ser relativamente 
constante durante a década sob a influência de vários factores (evolução 
dos programas nucleares nacionais, progressos tecnológicos a nível do 
tratamento de resíduos, optimização da gestão, etc.). 
Embora o relatório incida sobre o período de 1990-2020, as avaliações para além 
do ano 2000 revestem-se de um carácter bastante aleatório, tendo em conta as 
incertezas relativas às políticas nacionais a nível da construção e da desactivação 
de instalações nucleares. 
II.B. Gestão dos resíduos de curta duração 
A gestão e a armazenagem dos resíduos de baixo e médio nível radioactivo 
(duração curta), que representam 90 % da produção em volume da indústria 
electronuclear, beneficiam de soluções técnicas satisfatórias e comprovadas pela 
experiência. 
Os métodos de tratamento parecem satisfazer, no seu conjunto, as necessidades 
actuais da indústria e as exigências das autoridades comunitárias responsáveis 
segurança; embora tais operações sejam desenvolvidas desde há várias décadas, 
têm vindo a beneficiar continuamente dos progressos tecnológicos e de uma 
optimização da gestão, nomeadamente no que diz respeito à redução dos volumes 
de resíduos produzidos e das emissões radioactivas no ambiente. 
O relatório não abrange resíduos de origem militar. 
A armazenagem na proximidade da superfície em estruturas concebidas para o 
efeito encontra-se especialmente desenvolvida na Comunidade em relação a essa 
categoria de resíduos, sendo cada vez mais utilizada*. As capacidades das 
instalações nacionais recentemente entradas em funcionamento deverão permitir 
satisfazer as necessidades dos Estados-membros envolvidos até cerca do ano 
2020/2030. 
As necessidades dos outros Estados-membros deverão ser satisfeitas através de 
uma opção alternativa, a armazenagem em profundidade (ver a alínea C seguinte) 
em fase de realização ou de autorização, ou mediante a armazenagem de longa 
duração (caso de um Estado-membro). 
U.C. Situação da armazenagem em profundidade 
A armazenagem em profundidade" dos resíduos radioactivos de todas as 
categorias é certamente, após duas décadas de programas de investigação, 
desenvolvimento e demonstração a nível internacional, comunitário e nacional, 
tecnicamente exequível e segura no seu princípio. Existem métodos destinados a 
avaliar a sua segurança em função dos locais concretos em questão. 
Este tipo de armazenagem nunca foi praticado em relação às categorias de 
resíduos para os quais o mesmo se impõe, a saber, os resíduos de longa duração: 
resíduos intermédios contaminados por emissores alfa ou resíduos de alto nível 
radioactivo*** geradores de calor por decaimento radioactivo. Esta situação não 
é específica da Comunidade. A mesma não é preocupante na perspectiva da 
protecção contra as radiações, pois estes resíduos podem ser armazenados 
provisoriamente com segurança em instalações adequadas. 
No que diz respeito aos resíduos de alto nível radioactivo, convém, com efeito, 
deixar "arrefecer" tais resíduos durante algumas décadas por razões técnicas e de 
segurança. Além disso, existem ou estão a ser desenvolvidas soluções e instalações 
de armazenagem de longa duração. 
Foram já armazenados cerca de 1 400 000 m3 incluindo materiais de revestimento e embalagens. 
Denominada igualmente armazenagem "geológica". 
Resíduos vitrificados provenientes do reprocessamento de combustíveis usados ou estes próprios combustíveis 
quando não se prevê o seu reprocessamento. 
-*/-
A situação é, em contrapartida, lamentável no que diz respeito aos resíduos 
contaminados por emissores alfa, que não satisfazem requisitos de "arrefecimento" 
e cujos volumes a armazenar - 8 % do volume total anual de resíduos produzidos 
- se tornam significativos. Os projectos em curso em alguns Estados-membros 
revestem-se, assim, de uma grande importância. 
II.D. Resultados e problemas a resolver 
De um modo geral, a segurança da gestão dos resíduos radioactivos produzidos 
pela indústria nuclear e a redução do seu impacto no ambiente parecem ter 
registado um progresso significativo durante os últimos anos graças, 
simultaneamente, ao progresso tecnológico e aos elevados investimentos 
efectuados, à melhoria da gestão, às estruturas estabelecidas nos vários 
Estados-membros, bem como ao aperfeiçoamento das disposições 
regulamentares. 
Os resíduos provenientes de utilizações médicas, industriais ou de investigação são 
objecto de esforços destinados a manter e a melhorar o controlo da respectiva 
produção e gestão. 
Algumas questões de índole regulamentar ou estratégica continuam ainda por 
aprofundar e merecem uma atenção acrescida, designadamente a nível da gestão 
dos materiais ligeiramente radioactivos de origens diferentes, da equivalência 
entre resíduos radioactivos de origens diferentes e da informação e consulta do 
público. 
/// - ACÇÃO DA COMISSÃO 
Tendo em conta o relatório anexo à presente comunicação, a acção da Comissão 
correspondeu aparentemente às necessidades da Comunidade, tanto no domínio 
da I & D, como no da regulamentação ou no do incentivo à cooperação e à 
harmonização das práticas entre Estados-membros. 
-*8-
No domínio da I & D. o programa 1985-1989 foi concluído 
satisfatoriamente* e o programa 1990-1994 encontra-se em fase de 
execução com o apoio do Comité Consultivo de Gestão e de Coordenação. 
No domínio da regulamentação, devem ser especialmente sublinhadas as 
medidas tomadas para evitar as transferências incontroladas de resíduos 
radioactivos entre países**. Além disso, a Comunidade proibiu qualquer 
exportação directa ou indirecta de resíduos perigosos e radioactivos para 
os 68 países ACP.*** 
No domínio da cooperação e da harmonização de práticas, constituem dois 
exemplos notáveis o acesso cada vez mais alargado das instalações 
nacionais experimentais de armazenagem subterrânea a equipas de 
investigadores de outros países membros, bem como a constituição de uma 
rede de laboratórios da Comunidade destinada a optimizar e a harmonizar 
o controlo de qualidade das embalagens de resíduos. 
Com o objectivo de desenvolver os compromissos tomados no âmbito do 
Quinto Programa de acção comunitária relativo ao ambiente, a Comissão 
pretende propor proximamente uma estratégia comunitária em matéria de 
resíduos radioactivos. Esta completará a estratégia comunitária sobre os 
resíduos (excluindo os resíduos radioactivos) definida na Resolução do 
Conselho de 7 de Maio de 1990. 
Cf. Avaliação do programa "Gestão e armazenagem de resíduos radioactivos 1985-1989", Relatório FUR 
12264 FN. 
Directiva do Conselho de 3 de Fevereiro de 1992 relativa à fiscalização e ao controlo das transferências de 
resíduos radioactivos entre Estados-membros e para dentro e fora da Comunidade, JO n° L 35 de 12292 
p24. 
Nos termos do artigo 39° da Quarta Convenção ACP-CEE, assinada em Lomé em 15 de Dezembro de 1989. 
-i/i-
/K- RECOMENDAÇÕES 
Tendo em conta a análise efectuada no relatório apresentado em anexo e 
resumida no ponto II acima, a Comissão chama a atenção do Conselho para os 
seguintes pontos: 
a gestão dos resíduos radioactivos constitui um elemento importante a 
nível da segurança e da protecção do ambiente; deve ser desenvolvida e 
estruturada em relação a todos os resíduos, qualquer que seja a origem da 
sua produção, a fim de garantir o respeito dos imperativos de segurança 
e de protecção contra as radiações; 
o estudo, a selecção e o acesso a locais de armazenagem definitivos 
constituem aspectos prioritários e devem continuar a ser desenvolvidos; 
os esforços de desenvolvimento tecnológico e de optimização devem ser 
prosseguidos, nomeadamente no domínio da gestão de resíduos de longa 
duração (p. ex. redução do volume, descontaminação e redução da sua 
toxicidade a longo prazo); 
a realização da gestão dos resíduos radioactivos, e especialmente da sua 
etapa final, implica a intensificação da informação e da consulta do 
público. 
-d c-
30 RELATÓRIO DA COMISSÃO 
sobre a situação actual e perspectivas da gestão dos resíduos 
radioactivos na Comunidade Europeia 
CQNTEUPQ y 
Prefácio 
l A gestão dos resíduos en perspectiva 
li A geração de resíduos radioactivos nos países da Comunidade 
11.1 Fontes de produção de resíduos radioactivos 
il.2 Categorias de resíduos radioactivos 
II.3 Geração de resíduos radioactivos 
11.3.1 Resíduos radioactivos resultantes da utilização de isótopos 
na indústria, medicina e investigação em geral 
11.3.2 Resíduos resultantes do processamento de materias-primas 
contendo radionuclIdeos naturais 
11.3.3 Resíduos resultantes dos programas electronucleares 
III Situação actual e perspectivas das práticas e politicas en matéria de 
gestão de resíduos radioactivos na Comunidade 
111.1 Organização e estrutura da gestão dos resíduos radioactivos nos países 
da Comunidade 
111.2 Programas de investigação e desenvolvimento 
111.2.1 Programas e orçamentos 
111.2.2 investigação avançada/Transmutação 
111.3 Abordagem do sistema e princípios 
111.4 Tratamento e acondicionamento 
111.5 Transporte de resíduos radioactivos 
111.5.1 Disposições relativas ao transporte de materiais nucleares 
em geral 
111.5.2 Transporte de resíduos radioactivos na prática 
il 1.6 Armazenagem e evacuação de resíduos radioactivos e de combustível gasto 
111.6.1 Introdução 
111.6.2 Armazenagem intermédia 
111.6.2.1 Embalagens de resíduos de fraca e média actividade 
111.6.2.2 Resíduos vitrificados de alta actividade 
111.6.2.3 Combustível gasto 
111.6.3 Evacuação de resíduos radioactivos 
111.6.3.1 Evacuação a pequenas profundidades 
111.6.3.2 Depósitos a grandes profundidades 
IV Segurança nuclear na gestão dos resíduos radioactivos 
IV.1 Actividades pré-evacuação 
IV.2 Evacuação 
IV.2.1 Evacuação a pequenas profundidades 
IV.2.2 Evacuação a grandes profundidades em formações geológicas 
V Medidas reguladoras e politicas em curso 
V.1 Materiais que apresentam uma radioactividade muito fraca 
V.2 Equivalência de resíduos radioactivos 
V.3 Informação e participação do público 
ABREVIATURAS 
AEA Atomic Energy Authority 
AEN Agência da Energia Nuclear 
AIEA Agência Internacional da Energia Atómica 
ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs 
BfS Bundesamt fur Strahlenschutz 
BNFL British Nuclear Fuels pic 
CCE Comissão das Comunidades Europeias 
CE Comunidade Europeia 
CEA Commissariat à l'Energie Atomique 
CEN/SCK Centre d'Etude de l'énergie Nucléaire/Studie Centrum voor Keraenergie 
CIEMAT Centro de Investigaciones Energéticas, Medio Ambientales y Technologicas 
COVRA Centrale Organisatie Voor Radioactief Afval 
DBE Deutsche Gcscllschafl zum Bau und Bclricbe von Endlagcrn fur AblaMslolïc 
ENEA Ente per le Nuove technologie, l'Energia e l'Ambiente 
ENEL Ente Nazionale delTEnergia ELettrica 
ENRESA Empresa Nacional de RESíduos rAdioactivos 
HLW High Level Waste/resíduos de alta actividade 
LLW Low Level Waste/resíduos de fraca actividade 
MLW Medium Level Waste/resfduos de média actividade 
NE Nuclear Electric 
NIREX Nuclear Industry Radioactive waste Executive 
NUCLECO NUCLcare-ECOlogia 
OCDE Organização de Cooperação e Desenvolvimento Económico 
OMS Organização Mundial de Saúde 
ONDRAF/ Organisme National des Déchets Radioactifs et des matières 
NIRAS Fissiles/Nationale Instelling voor het Beheer van Radioactief Afval en 
Splijstoffen 
- 2. • 
OPLA OPslag op LAnd 
SN Southern Network 
WAK WiederaufArbeitungsanlage Karlsruhe 
-3-
PREFÁCIO 
O plano de acção comunitário em matéria de resíduos radioactivos para 
1980-92, aprovado pelo Conselho de Ministros das Comunidades Europeias em 
Fevereiro de 1980(1), prevê no ponto 1 que a Comissão analise de modo 
permanente a situação da gestão dos resíduos radioactivos na Comunidade. 
De modo a permitir a utilização pela Comunidade e os Estados-membros dos 
resultados dessa análise, a Comissão envia periodicamente relatórios ao 
Conselho de Ministros. 
Foram enviados relatórios ao Conselho em 1983 e 1987*2). 0 presente 
relatório é, pois, o terceiro desta série; ele actualiza e complementa as 
informações apresentadas nos relatórios anteriores e dá pela primeira vez 
informações sobre a situação nos novos "Lander" da República Federal da 
Alemanha. A avaliação dos resíduos radioactivos gerados na Comunidade foi 
alargada, a titulo experimental, até ao ano 2020. 
0 presente relatório baseia-se em informações provenientes de fontes 
nacionais, fornecidas pelos delegados dos Estados-membros presentes no Comité 
Consultivo da Comissão para o plano de acção comunitário no domínio dos 
resíduos radioactivos. 
Os relatórios anteriores contêm informações gerais sobre os resíduos 
radioactivos, para as quais remetemos o leitor sempre que necessário. 
(1) Resolução de 18 de Fevereiro de 1980 do Conselho, JO no C 51, 
29.2.1980, p.1. 
(2) Comunicações da Comissão ao Conselho de Ministros das Comunidades 
Europeias; Doe. C0M(83) 262, de 16 de Maio de 1983, "Análise da 
situação actual e perspectivas da gestão dos resíduos radioactivos na 
Comunidade Europeia", e Doe. C0M(87) 312, de 29 de Julho de 1987, idem 
- 4 -
CAPÍTULO I 
A GESTÃO DOS RESIDUOS EM PERSPECTIVA 
Ao longo dos últimos dez anos, a gestão de todos os tipos de resíduos 
(domésticos, industriais, tóxicos e não tóxicos, nucleares) tem sido objecto de 
uma atenção e preocupação cada vez maiores na Comunidade Europeia. 
No que respeita à geração de resíduos domésticos e industriais, foram 
produzidas as primeiras estimativas a nivel nacional e a nivel comunitário. A 
produção anual de resíduos sólidos (sem distinção de categorias) é de cerca de 
2 200 milhões de toneladas para toda a Comunidade, sendo 20 milhões de 
toneladas constituídas por resíduos tóxicos de origem industrial. Estão em 
elaboração listas provisórias de produtos nocivos susceptíveis de serem 
contidos nestes resíduos e estão a ser criadas amplas categorias com o 
objectivo de facilitar a gestão e evacuação segura destes resíduos. As opções 
disponíveis para a evacuação de resíduos tóxicos, principalmente em depósitos 
subterrâneos, estão a ser revistas em alguns países, como a República Federal 
da Alemanha, o mesmo estando a ser feito com as formas adequadas dos resíduos, 
de acordo com a "abordagem do sistema" já desenvolvida para os resíduos 
nucleares (ver Capitulo III). 
Paralelamente, o quadro regulador está a ser fortemente desenvolvido a nível 
nacional e comunitário, nomeadamente a legislação CE relevante. 
No final de 1989, foi adoptada uma estratégia comunitária quanto aos resíduos. 
Além disso, foram recentemente criadas em vários Estados-membros estruturas 
nacionais adequadas para este tipo de resíduos. 
No que respeita aos resíduos radioactivos, foram elaboradas estimativas da 
produção passada e futura, de acordo com categorias, pais a pais e para a 
Comunidade Europeia em geral. A geração anual de resíduos radioactivos para 
toda a Comunidade ascende a cerca de 80 000 m3, 150 dos quais são altamente 
radioactivos. As práticas e tendências do processamento e evacuação de 
resíduos, as estratégias nacionais de gestão, os desenvolvimentos a nivel do 
quadro regulador e as estruturas nacionais (isto é, agências nacionais, 
operadores de resíduos, autoridades responsáveis pela segurança) foram objecto 
de relatórios da Comissão ao Conselho de Ministros em 1983 e 1987. Além disso, 
desde 1980 que o plano de acção comunitário no domínio dos resíduos 
radioactivos fornece um quadro adequado para a concertação das politicas e 
práticas reguladoras nacionais no domínio da gestão dos resíduos. 
Desde então, tem-se desenvolvido a nivel mundial uma consciência cada vez maior 
por parte dos operadores de centrais e do público em geral quanto a outros 
aspectos da gestão radioactiva, como : 
a necessidade de minimizar a produção de resíduos, em termos de volume, 
radioactividade e toxicidade química, o que exige a optimização dos 
processos de gestão; 
as regras para o transporte e transferência internacional de resíduos 
radioactivos; 
- 5 -
a reciclagem e evacuação dos resíduos resultantes do desmantelamento de 
antigas instalações nucleares; hoje, mais de uma centena de grandes 
instalações nucleares foram encerradas em todo o mundo*, esse número irá 
aumentando com o envelhecimento das centrais existentes; 
a gestão e evacuação dos resíduos radioactivos gerados fora do ciclo do 
combustível nuclear, e resultantes de actividades de investigação, 
industriais e médicas que envolvem a utilização de radionucl ideos-, 
a recuperação de locais utilizados nos primeiros anos da energia 
nuclear. 
No entanto, as condições da evacuação dos resíduos radioactivos e da sua 
aceitação pelo público continuam a colocar hoje questões importantes, tanto na 
Comunidade como fora dela. 
A Comissão das Comunidades Europeias está a dar a devida atenção a essas 
questões através dos seus programas de investigação e das medidas reguladoras 
definidas no Capítulo ill "Saúde e Segurança" do Tratado Euratom. 0 Conselho de 
Ministros acaba agora de adoptar uma directiva relativa às transferências de 
resíduos radioactivos. 0 Conselho extraiu recentemente conclusões*3^ quanto às 
prioridades futuras, nomeadamente no que se refere ao estabelecimento de 
princípios comuns para a localização das instalações de evacuação de resíduos. 
0 presente relatório trata, tal como os dois primeiros, da situação geral nos 
Estados-membros da Comunidade; actualiza as informações contidas nos relatórios 
anteriores e complementa-as com dados sobre as questões atrás referidas. 
(3) Comunicado de imprensa de 18 de Dezembro, 1990, No 10871-90 - Press 
232. 
- 6 -
CAPITULO M 
A GERAÇÃO DE RESIDUOS RADIOACTIVOS NOS 
PAISES DA COMUNIDADE 
11.1 FONTES DE PRODUÇÃO DE RESIDUOS RADIOACTIVOS 
Podem ser considerados na Comunidade Europeia três tipos de actividades 
que geram resíduos radioactivos*4*: 
- a utilização de radioisótopos e de certos tipos de irradiação na 
indústria, medicina e investigação; 
- o processamento por várias indústrias de materias-primas que contêm 
radíonuclideos naturais; 
- os programas electronucleares, incluindo a investigação com eles 
relacionada e a desactivação de centrais obsoletas. 
A importância relativa destas fontes varia consideravelmente de um pais 
da Comunidade para o outro; todos os países da Comunidade utilizam em 
comum radionuclídeos para fins de investigação, industriais e médicos. 
Os países com programas de energia nuclear geram a parte mais 
importante da radioactividade contida nos resíduos e a maior parte dos 
resíduos radioactivos produzidos em toda a Comunidade. Alguns países, 
com ou sem programa de energia nuclear, exploram minas e fábricas de 
urânio, geradoras de grandes volumes de materiais levemente 
radioactivos, contendo radionuclideos naturais. 
Durante vários anos, reconheceu-se também que outras actividades 
industriais podem ser responsáveis pela geração de materiais 
semelhantes. É o caso das actividades industriais em que se faz o 
processamento em grande escala de materias-primas contendo 
radionuclídeos em baixas concentrações que ocorrem na natureza, como é 
o caso da produção de fertilizantes à base de fosfatos artificiais, e 
da extracção de petróleo e de gás natural. Nestes processos, os 
radionuclideos naturais presentes nas materias-primas concentram-se nos 
produtos ou nas várias correntes de resíduos. No entanto, não dispomos 
actualmente de uma panorâmica quanto a quantidades, composições, níveis 
de radioactividade, etc, destes resíduos*5). 
11.2 CATEGORIAS DE RES IDUOS RAD IOACTIVOS 
Os resíduos radioactivos incluem uma grande variedade de materiais. 
Esses materiais podem assumir diferentes formas físico-quimicas, emitir 
vários tipos de radiações*6) e conter níveis de radioactividade muito 
diferentes. 
(4) As actividades militares saem do âmbito do presente relatório. 
(5) 0 relatório EUR 13262 EN, 1991 "Estudo dos radionuclídeos contidos nos 
resíduos produzidos pela indústria dos fosfatos e seu impacto sobre o 
ambiente" fornece dados sobre um caso especifico. Ver também a secção 
V.1 do presente relatório para os aspectos de segurança relativos a 
esta questão. 
(6) Principalmente radiações alfa, beta e gama. 
- 7 -
É óbvio que esta diversidade resulta na existência de riscos potenciais 
muito diversos, pelo que são necessários vários tipos de gestão. Por 
esse motivo, os residuos radioactivos devem ser classificados por 
categorias. A classificação que descrevemos seguidamente Já foi 
utilizada nos relatórios anteriores (1983 e 1987) e foi escolhida por 
ser o melhor meio de apresentar, no caso da Comunidade, dados 
quantitativos sobre os resíduos radioactivos tratados e acondicionados 
produzidos nos Estados-membros. Tem também a vantagem de agrupar os 
resíduos radioactivos em categorias que correspondem em certa medida às 
opções de evacuação actualmente aplicadas ou previstas nos 
Estados-membros (ver Capitulo III). 
Distinguem-se quatro categorias principais : 
- resíduos de fraca actividade, 
- resíduos de média actividade, 
- resíduos alfa, 
- resíduos de alta actividade resultantes do reprocessamento e de 
combustível gasto (caso seja declarado como resíduo). 
Estas categorias, bem como a inclusão de um "tipo de resíduo" numa ou 
outra categoria, não têm evidentemente nenhum carácter normativo nem 
regulamentar. Além disso, as práticas de gestão de certos 
Estados-membros podem ser tais que podem não existir, a nivel nacional, 
tipos de resíduos ou categorias idênticas ás consideradas no presente 
relator io. 
a) A categoria dos resíduos de fraca actividade inclui resíduos 
(principalmente tecnológicos*7)) que contêm, ou que se suspeita que 
contenham, emissores beta-gama e emissores alfa essencialmente de 
origem natural, com baixa concentração (e portanto de fraca 
actividade), provenientes dos centros de investigação, da utilização 
industrial e médica dos radionuclideos, bem como de operações 
realizadas em diversas instalações do ciclo de combustível nuclear. 
A concentração dos outros emissores alfa (plutónio, americio, 
etc..) nesta categoria de resíduos é muito fraca e é submetida a -
controlos muito rigorosos. A radioactividade contida nos resíduos 
torna-se desprezável, por desintegração natural, após algumas 
centenas de anos, no máximo. A libertação de calor é desprezável. 
b) A categoria dos resíduos de média activldade*8) inclui os resíduos 
de processos que contêm, principalmente, emissores beta-gama em 
concentração relativamente importante. Os resíduos desta categoria 
são provenientes, na maior parte, das centrais electronucleares 
(resinas permutadoras de iões, elementos filtrantes, concentrados de 
(7) Os resíduos tecnológicos são os gerados durante as operações de 
manutenção. 
(8) Na República Federal da Alemanha, os resíduos de média actividade e os 
resíduos alfa, que produzem uma quantidade de calor desprezável, são 
incluídos na categoria dos resíduos de fraca actividade, dado que a 
evacuação dos resíduos de todas as categorias será realizada nas 
formações geológicas profundas. 
- 8 -
evaporação, etc.). A concentração de emissores alfa nos resíduos 
que pertencem a esta categoria é limitada a valores muito fracos. A 
libertação de calor é desprezável. 
c) Os resíduos que pertencem à categoria dos resíduos alfa*9) incluem 
os resíduos tecnológicos e de processos, provenientes de 
laboratórios nucleares onde se realizem investigações sobre os 
transuranianos, oficinas de fabrico dos elementos de combustível de 
óxido misto urânio-plutónio e fábricas de reprocessamento de 
combustível gasto. Uma primeira parte desses resíduos é constituída 
por resíduos de fraca actividade que contêm unicamente emissores 
alfa. A segunda parte inclui resíduos de média actividade que contêm 
emissores alfa, beta e gama, provenientes das fábricas de 
reprocessamento, tais como as bainhas, os topos de elementos e as 
nervuras dos elementos de combustível. A radioactividade contida 
nesses resíduos mantém-se durante períodos muito longos, devido à 
presença de emissores alfa de longa vida. A libertação de calor é 
fraca. 
d) A categoria dos resíduos de alta actividade*10) inclui, neste 
relatório, unicamente os resíduos vitrificados que contêm as 
"cinzas" da combustão nuclear (produtos de cisão e actinideos 
menores, que são essencialmente emissores alfa e beta-gama). Estas 
cinzas são separadas do combustível nuclear não consumido (urânio e 
plutónio) nas instalações radioquimicas (fábricas de 
reprocessamento), que tratam o combustível gasto descarregado das 
centrais electronucleares. Estes resíduos contêm o essencial da 
radioactividade; permanecem perigosos durante períodos muito longos 
e libertam um calor apreciável durante algumas centenas de anos. 
e) Caso se decida não reprocessar o combustível gasto descarregado das 
centrais electronucleares, esse combustível é então declarado como 
um resíduo e constitui uma categoria à parte, distinta dos resíduos 
de alta actividade. São exemplos o combustível gasto do reactor 
THTR*11), na República Federal da Alemanha, e o combustível 
proveniente dos reactores a água natural em Espanha. 
Alguns resíduos de actividade muito fraca podem ser dispensados do 
controlo regulamentar pelas autoridades competentes, pelo que deverão 
deixar de ser considerados como resíduos radioactivos. Esta questão 
será tratada no capitulo V. 
As descargas de resíduos líquidos e gasosos nas águas e na atmosfera, 
efectuadas em conformidade com os regulamentos de protecção 
radiológica em vigor e submetidas a um controlo adequado, são 
comunicadas à Comissão das Comunidades Europeias e são tema de 
relatórios periódicos da Comissão; não são tratadas no presente 
relatório. 
(9) Ver 8. 
(10) Para a República Federal da Alemanha, esta categoria é definida como 
resíduos que produzem uma quantidade de calor significativa. 
(11) THTR: Thorium Hochtemperatur Reaktor em Hamm/Uentrop. 
- 9 -
11.3 GERAÇÃO DE RES IDUOS RADIOACTIVOS 
As estimativas referem-se aos resíduos radioactivos convenientemente 
tratados e acondicionados pelos métodos actualmente utilizados. 
H.3.1 Resíduos radioactivos resultantes da utilização de Isótopos na 
indústria, medicina e Investigação em geral 
Trata-se de uma questão que interessa a todos os Estados-membros da 
Comunidade. A produção destes resíduos e o seu aumento não depende dos 
programas electronucleares, mas sim do estado de desenvolvimento 
* industrial, económico e social dos^palses em questão, e ainda da 
densidade e do futuro crescimento das respectivas populações. 
Estes resíduos são geralmente de fraca actividade e com uma duração 
muito curta. São excepção as fontes de radiação seladas e gastas, 
algumas das quais podem ser altamente activas e ter longa duração. 0 
perigo potencial dessas fontes no caso de uma má gestão não pode ser 
subestimado, como o prova o acidente ocorrido em Goiânia (Brasil) em 
1987. Foram irradiadas cerca de 200 pessoas. 
Foram adoptadas medidas a nivel nacional, e prosseguem os esforços no 
sentido de manter e melhorar o controlo da produção e da gestão. 
0 Quadro I dá uma imagem das estimativas de volumes de resíduos 
expedidos anualmente para as agências de recolha para fins de 
armazenagem intermédia. 
Em resultado das diferenças nos processos de gestão praticados antes da 
armazenagem intermédia (nomeadamente em matéria de detecção dos 
resíduos, sua desintegração, tratamento e acondicionamento), estes 
dados não são facilmente comparáveis de um pais para o outro. Apesar 
disso, é possível deduzir um valor geral anual de 10 a 15 m3 por 
milhão de habitantes. 
II.3.2 Resíduos resultantes do processamento de materIas-primas contendo 
radionuclIdeos naturais 
As actividades de tratamento do urânio produzem uma categoria especial 
de resíduos ("tailings"), que contêm concentrações muito baixas de 
radionuclideos naturais, alguns dos quais de longa duração. A extracção 
e o tratamento do urânio na Comunidade são relativamente modestos e 
limitados à França, Espanha, Portugal e República Federal da Alemanha. 
0 minério de urânio nestes países é geralmente de um grau inferior. A 
recuperação do urânio é feita com base na extracção hidrometalúrgica. 
Devido ao baixo teor de urânio, os resíduos produzidos durante o 
tratamento contêm mais de 99% da massa de minério tratado e retêm 75 a 
80% da radioactividade natural presente no minério sob a forma de 
radioisótopos provenientes da cadeia de desintegração do urânio 238. Um 
dos radionuclídeos naturais associados a estes resíduos é o gás rádão 
(Rádão 222). Os resíduos em questão retêm igualmente uma parte dos 
agentes químicos (por exemplo, acidez residual) utilizados no processo 
de extracção. 
- 10 -
Se a extracção do urânio for feita através do processo de lixiviação 
por camadas (minérios de grau inferior), as pilhas de minério 
empobrecido ficam no local. Por essa razão, o terreno onde se constroem 
as pilhas é previamente impermeabilizado de forma a permitir um bom 
resultado de lixiviação e a evitar futuras fugas não controladas de 
água contaminada para o interior do solo. 
Os resíduos ("tailings") da lixiviação dinâmica (minério de grau 
superior) são evacuados, juntamente com as lamas provenientes da 
neutralização ou tratamento dos efluentes líquidos das centrais, em 
pilhas ou diques especialmente acondicionados, de forma a reduzir o 
risco radiológico para o homem e o ambiente. 
No caso dos resíduos deixados por antigas operações de tratamento do 
urânio, poderá ser necessário adoptar medidas paliativas. As operações 
a realizar podem variar consideravelmente, dependendo das condições 
especificas do local. 
Como em qualquer outra actividade mineira, e especialmente na extracção 
a céu aberto, a evacuação e o acondicionamento dos resíduos da 
extracção constitui uma parte de um processo integrado de reabilitação 
do local, com o objectivo de reconstituir ou recuperar a paisagem 
original. 
Os efluentes líquidos são reduzidos ao mínimo através da recirculaçao e 
antes das suas descargas controladas, sujeitas a um tratamento que 
consiste na neutralização, precipitação e evaporação natural. 
0 volume de resíduos resultantes das operações de tratamento do urânio, 
produzidos até ao final de 1990, distri bui-se do seguinte modo : 
Lamas (mtailings") 
(106t) Lixiviação por camadas 
(empobrecidas) 
(1P6t) 
República Federal da 
Alemanha 54.00 
França 30.49* 
Portugal 2.38 
Espanha 1.75 18.05 
0.04 
6.20 
* peso húmido; o peso seco é 27.72 
11.3.3 Resíduos resultantes dos programas electronucleares 
A produção de resíduos radioactivos associada aos programas 
electronucleares (incluindo a investigação que lhes está directamente 
ligada) depende da importância desses programas. No entanto, depende 
também do tipo*12) e situação (em funcionamento, encerradas, em 
(12) Por exemplo, a linha de reactores GGR (reactores gás-grafite) e as 
instalações associadas do ciclo do combustível (fábricas de 
reprocessamento, etc.), que já não são actualmente desenvolvidas mas 
formam parte do programa do Reino Unido, produzem cerca de quatro vezes 
mais resíduos por unidade de electricidade produzida que um reactor LWR 
e as suas instalações do ciclo do combustível. 
- 11 -
desmantelamento) das instalações nucleares que participam em cada 
programa. 
Vários países da Comunidade instalaram centrais electronucleares desde 
o final dos anos cinquenta. A potência electronuclear instalada na 
Comunidade foi aumentando gradualmente até atingir cerca de 111,8 GWe 
em 1990 (1,8 GWe devem-se às centrais da ex-RDA). Este valor terá que 
ser comparado com o valor de 77,5 GWe, de 1985, que foi utilizado no 
relatório de 1987 como base para as estimativas de resíduos a produzir. 
Grande parte deste aumento é devido às novas centrais francesas e 
alemãs e, em menor grau, a novas centrais britânicas e espanholas. As 
centrais electronucleares italianas deixaram de funcionar em 1987. 0 
seu encerramento definitivo foi decidido em Julho de 1990. 
a. Resíduos radioactivos produzidos por programas electronucleares até 
1991 
Estes resíduos aguardam acondicionamento ou encontram-se já 
acondicionados e armazenados num depósito intermédio controlado, ou 
já foram evacuados definitivamente. 
Armazenagem intermédia 
Parte dos resíduos de fraca e média actividade actualmente 
existentes encontra-se em situação de armazenagem intermédia (ver 
Quadro II), quer por não existir ainda uma instalação de evacuação 
no pais em questão (Bélgica, República Federal da Alemanha, Itália, 
Espanha) ou porque a actual politica do pais é a armazenagem 
intermédia (Países Baixos) ou ainda porque representa uma fase-
tampão normal na gestão das instalações de evacuação existentes 
(caso da França e Reino Unido). Todos os resíduos alfa, os resíduos 
de elevada actividade e o combustível gasto não reprocessado estão 
em armazenagem intermédia. 
Evflçwçfo 
Os resíduos de fraca e média actividade (ver Quadro ill) foram 
evacuados até agora pelos seguintes processos : 
- imersão no oceano (caso de muitos países, até ao estabelecimento 
de uma moratória no âmbito da Convenção Internacional de Londres 
sobre a prevenção da poluição marinha em 1983); 
- evacuação a grandes profundidades (República Federal da Alemanha, 
até 1978); 
- evacuação a pequenas profundidades (França, Reino Unido)*13) 
A evacuação a pequenas profundidades foi objecto de grandes 
melhoramentos*14) e está a ser prosseguida pela França no "Centre 
de la Manche" e "Centre de l'Aube", bem como pelo Reino Unido em 
Drigg. Até agora, foram evacuados 464 500 m3 de resíduos de fraca 
e média actividade no "Centre de la Manche" e 775 000 m3 de 
(13) Para mais pormenores, ver segundo relatório C0M(87) 312 de 1987. 
(14) Ver capitulo 11 1.6.3.1. 
- 12 -
resíduos de fraca actividade em Drigg*15). Além disso, foram 
eliminados 14 000 m3 de resíduos de fraca actividade em Dounreay 
(Reino Unido). 
A ex-RDA evacuou 14 300 m3 de resíduos, na sua maior parte de 
fraca actividade (em parte resíduos líquidos evacuados por 
solidificação "in situ"), na mina de sal de Morsleben, e 5 800 
fontes radioactivas em recipientes blindados de 1978 a 1990. Desde 
então, a pedido da autoridade de segurança competente ("Bundesamt 
fUr Strahlenschutz") deixaram de ser evacuados resíduos líquidos, 
resíduos combustíveis não acondicionados e fontes radioactivas. 
Está actualmente a ser efectuada uma análise de segurança da 
instalação de Morsleben. Desde Fevereiro de 1991, as autoridades 
locais decidiram suspender a evacuação dos resíduos, tendo em conta 
as objecções legais. 
Até agora, ainda não foram evacuados resíduos alfa, resíduos de alta 
actividade nem combustível gasto dentro da Comunidade Europeia. 
b. Resíduos radioactivos a produzir futuramente pelos programas 
electronucleares 
No que respeita ao futuro da energia nuclear (Quadro IV), as 
estimativas só dispõem de um grau de exactidão satisfatório para 
períodos a muito curto prazo. Por esse motivo, não é possível dar 
uma estimativa firme da potência nuclear instalada para toda a 
Comunidade Europeia no ano 2000 e, "a fortiori", no ano 2020. A 
razão está principalmente nas incertezas politicas quanto à parte de 
energia nuclear que caberá a longo prazo a cada programa nacional de 
energia. 
Dada esta situação, e numa preocupação de homogeneidade, as 
estimativas de resíduos radioactivos dadas no presente relatório 
para toda a Comunidade Europeia tomam como referência os resíduos 
produzidos pelas instalações nucleares existentes*16) (encerradas 
ou em funcionamento) ou lá autorizadas, isto poderá conduzir a 
valores irrealistas a nível nacional. É o caso da França, onde o 
grupo de trabalho para o Piano de Energia prevê o acrescentamento de 
novas instalações electronucleares durante o período de 2000-2020 
(ver Quadro IV, nota (7)). 
Assim, as estimativas referentes à energia nuclear apresentadas no 
Quadro IV apontam para um nivel de produção de resíduos que só 
poderá ser diminuído, por um lado, por decisões politicas 
inesperadas e importantes a nivel das politicas nacionais de energia 
e, por outro lado, por progressos tecnológicos e de gestão que se 
espera virem a resultar dos trabalhos de investigação e 
desenvolvimento e ainda da experiência entretanto adquirida. 
As estimativas para cada Estado-membro foram divididas em quatro 
categorias de resíduos descritas na secção II.2, e são apresentadas, 
acumuladas por períodos de cinco ou de dez anos, nos Quadros V, VI, 
Vil e VIII, respectivamente para os resíduos de fraca actividade, 
média actividade, resíduos alfa e resíduos de elevada actividade. 
(15) 0 valor para 1986 foi de 278 000 m3 para La Manche e 630 000 m3 
para Drigg. 
(16) Centrais de potência e instalações associadas do ciclo do combustível. 
- 13 -
A evolução global dos resíduos a produzir futuramente resulta de uma 
combinação de várias causas, por vezes contraditórias nos seus 
efeitos : 
- A produção de electricidade de origem nuclear; 
- A redução do volume prevista enquanto se aguarda a introdução 
gradual de novas técnicas de tratamento e acondicionamento e a 
optimização da gestão dos resíduos nas fontes de produção; 
- 0 calendário do reprocessamento do combustível gasto e do 
tratamento e acondicionamento dos resíduos resultantes; 
- 0 melhoramento do funcionamento dos reactores, dos padrões de 
carga/descarga e das taxas de queima, ajustadas regularmente com 
vista a uma optimização económica mais eficaz e, entre outras 
coisas, a uma redução da produção de resíduos; 
- Finalmente, mas igualmente importante, o encerramento de várias 
centrais de potência e o desmantelamento de instalações nucleares 
obsoletas. 
Uma vez que não se sabe em muitos países qual o futuro a médio ou 
longo prazo das centrais electronucleares actualmente em 
funcionamento, partiu-se arbitrariamente do principio que 
funcionarão até ao fim da sua vida tecnológica, que se considera ser 
de 30 anos (ver Quadro IV). 
Dos dados apresentados nos vários quadros parece, no geral, que as 
conclusões do relatório de 1987 continuam a ser válidas para os 
próximos anos. Mais precisamente, as previsões de 1987 para os 
resíduos de fraca e média actividade foram revistas para valores 
ligeiramente mais baixos para o período de 1996-2000, ao mesmo tempo 
que as previsões de 1987 para a produção de resíduos alfa foram 
revistas para valores superiores, principalmente em resultado do 
funcionamento de instalações de reprocessamento britânicas e 
francesas. A taxa total de produção de resíduos acondicionados de 
fraca e média actividade e de resíduos alfa é actualmente calculada 
em cerca de 80 000 m3/ano para toda a Comunidade, devendo manter-
se aproximadamente igual até ao fim do século. Os resíduos alfa 
representam cerca de 8% desse total, os resíduos de média e fraca 
actividade representam praticamente tudo o resto, ou seja 92%. Tendo 
em conta as suposições já formuladas quanto ao futuro dos programas 
electronucleares, a produção anual de resíduos diminuirá lentamente 
após o ano 2000. 
No entanto, a produção de resíduos de fraca e média actividade 
poderá aumentar acentuadamente após 1995/2000 devido à desactivação 
de instalações nucleares obsoletas. Os dados quantitativos são 
fornecidos nos Quadros V e VI; baseiam-se em estratégias actualmente 
em estudo nos diferentes Estados-membros. Várias autoridades 
nacionais consideram difícil a formulação de previsões 
representativas quanto ao calendário e aos volumes de resíduos da 
desactivação, pelas seguintes razões : 
- o tempo de vida de uma central pode ser alargado por mais dez 
anos, de acordo com os estudos em curso; 
- 14 -
- ainda não estão decididas as politicas nacionais de desactivação; 
muitas centrais electronucleares podem ficar encerradas por longos 
períodos no final do seu tempo de vida sem serem desmanteladas 
parcial ou totalmente; 
- ainda não se sabe bem quantos resíduos resultarão das 12 000 a 
15 000 toneladas de materiais (betão, metais) provenientes do 
desmantelamento da ilha nuclear de uma central de potência de 
1 000 MWe. Por um lado, o progresso tecnológico, nomeadamente em 
matéria de processos de descontaminação, irá reduzir o volume de 
resíduos a evacuar; por outro lado, as regras de isenção de 
controlo regulamentar de alguns materiais só levemente 
contaminados, provenientes do desmantelamento, estão ainda em 
desenvolvimento a nivel nacional e comunitário. 
No que respeita ao combustível gasto descarregado pelas centrais de 
potência, quase toda a radioactividade gerada pela utilização da 
energia nuclear encontra-se nele concentrada; a taxa de produção 
atinge cerca de 3 400 MTHM*17)/ano actualmente e diminuirá até 
cerca de 3 000 MTHM/ano até ao ano 2000 em toda a Comunidade (ver 
Quadro IX). Estes valores são uma consequência directa do 
abrandamento ou interrupção dos programas electronucleares, 
nomeadamente no Reino Unido e Itália, e da limitação da presente 
avaliação às instalações nucleares encerradas, em funcionamento ou 
já autorizadas, excluindo as instalações apenas planeadas. 
Uma parte importante deste combustível gasto será reprocessada 
durante a presente década; em resultado, serão produzidas para toda 
a Comunidade várias centenas de m3/ano de resíduos vitrificados de 
elevada radioactividade. 
0 combustível gasto proveniente de reactores de investigação 
constitui uma quantidade muito limitada de material altamente 
enriquecido e encontra-se praticamente todo em situação de 
armazenagem intermédia; este facto, bem como a variedade de 
elementos de combustível a tratar, tornam difícil o seu 
reprocessamento em grandes instalações industriais. 
(17) MTHM - Metric Ton of Heavy Metal. 
- 15 -
CAPÍTULO III 
SITUAÇÃO ACTUAL E PERSPECTIVAS DAS PRÁTICAS 
E POLÍTICAS EM MATÉRIA DE GESTÃO DE 
RESIDUOS RADIOACTIVOS NA COMUNIDADE 
A gestão dos resíduos radioactivos consiste na realização de uma série 
de acções coordenadas (triagem dos resíduos, seu tratamento, 
acondicionamento, embalagem, transporte, armazenagem) desde a produção 
de resíduos na fonte até à sua evacuação final. Apresentamos na Fíg. 1 
um esquema típico da gestão dos resíduos radioactivos. 
II1.1 ORGANIZAÇÃO E ESTRUTURA DA GESTÃO DOS RESIDUOS RADIOACTIVOS NOS PAÍSES 
DA COMUNIDADE 
Os quatro principais intervenientes na gestão dos resíduos a nivel 
nacional podem ser identificados do seguinte modo : 
- os produtores de resíduos radioactivos; 
- os organismos executivos responsáveis por toda ou parte da gestão 
dos resíduos em cada pais; 
- as autoridades reguladoras; 
- o Governo. 
Os produtores de resíduos radioactivos são registados peias autoridades 
reguladoras em cada pais. Os produtores são geralmente responsáveis 
pelo acondicionamento e embalagem dos resíduos até à sua expedição para 
o local de evacuação. A partir deste ponto, a responsabilidade pelos 
resíduos acondicionados passa para o operador de evacuação. No 
entanto : 
- nos Países Baixos, o produtor dos resíduos só é responsável por 
certificar que a natureza dos resíduos, as suas propriedades, teor 
radioactivo, etc., estão de acordo dom os critérios de aceitação e 
especificações para tratamento central e armazenagem intermédia; 
- a regra geral de responsabilidade atrás referida pode não se aplicar 
também aos produtores de pequenas quantidades de resíduos, os 
chamados "pequenos produtores". Neste caso, o acondicionamento dos 
resíduos é responsabilidade de um organismo competente a nivel 
nacional ou a nivel do "Land" num Estado federal como a Alemanha 
(estações de recolha nos "Lender"). 
Dentro do quadro regulamentar nacional, a evacuação de resíduos, e com 
algumas variações, a sua gestão são confiadas a organ i smos execut i vos 
ou agências nacionais de gestão dos resíduos; estes existem há vários 
anos em todos os Estados-membros que desenvolvem programas 
- 15a -
Resíduos produzidos na fonte 
Triagem por categorias 
Tratamento 
(redução de volume e/ou descontaminação) 
Acondicionamento 
Imobilização numa matriz 
se os critérios de eliminação o exigem 
Armazenagem intermédia 
aguardando eliminação 
Transporte 
Eliminação em depósitos de pequena profundidade 
ou em formações geológicas profundas 
Fig. 1. ESOUEMA-TEPO DA GESTÃO DOS RESÍDUOS RADIOACTIVOS 
- 16 -
electronucleares. As suas várias tarefas-e competências foram descritas 
em algum pormenor no relatório anterior, o de 1987. 0 Quadro X resume a 
presente situação, actualizada até 1991. Os organismos executivos 
aceitam as embalagens de resíduos que lhes são enviadas pelos 
produtores de resíduos para armazenagem intermédia e evacuação caso 
estas embalagens correspondam aos critérios de aceitação. Esses 
critérios são consistentes com a protecção geral contra as radiações e 
os objectivos de segurança nuclear. A garantia de qualidade e os 
processos de controlo asseguram a correspondência aos critérios de 
aceitação. 
Desde a publicação do último relatório, registamos : 
- a independência dada à agência nacional francesa ANDRA, que 
pertencia antes ao "Commissariat à l'Energie Atomique (CEA)" da 
França; 
- o alargamento da competência da agência nacional belga ONORAF/NIRAS 
para acompanhar as actividades de desactivação; 
- a transferência do departamento relevante da República Federal da 
Alemanha, a "Physikalisch Technische Bundesanstalt (PTB)" para a 
"Bundesamt fUr Strahlenschutz (BfS)"; 
- a transferência de responsabilidade pela regulamentação da evacuação 
de resíduos no Reino Unido para os organismos HM IP e HMIPI (Her 
Majesty's Inspectorates of Pollution). 
Estas decisões governamentais reflectem o consenso nacional no sentido 
de optimizar as estruturas organizativas e operacionais já existentes, 
dedicadas à gestão de resíduos radioactivos. 
As autoridades reguladoras são responsáveis pelo desenvolvimento do 
quadro regulamentar, pelo controlo da sua aplicação e pela autorização 
de instalações nucleares, incluindo as instalações de gestão e 
evacuação dos resíduos radioactivos. 
Finalmente, os Governos são responsáveis pelas politicas nacionais de 
gestão dos resíduos radioactivos e têm a responsabilidade final pela 
segurança a longo prazo da evacuação. Os outros três intervenientes 
actuam neste contexto. 
III.2 PROGRAMAS DE INVESTIGAÇÃO E DESENVOLVIMENTO 
ill.2.1 Programas e orçamentos 
Há muitos anos que se realizam a nivel nacional e comunitário 
importantes programas de investigação e desenvolvimento no domínio dos 
residuos radioactivos. A quantidade de conhecimentos acumulados é 
- 17 -
considerável(18) e não deixa dúvidas de que os resíduos podem ser 
geridos e evacuados com segurança numa escala industrial. Por esse 
motivo, os programas têm cada vez mais o carácter de desenvolvimento e 
demonstração da investigação e orientados para a optimização da gestão 
dos resíduos e a validação do conceito de evacuação a grandes 
profundidades, já em desenvolvimento (ver capitulo II.6.3). 
Está a ser dada especial ênfase aos seguintes temas : 
- minimização dos volumes de resíduos a evacuar, principalmente os que 
contém radionuclideos de longa duração (resíduos alfa); 
- redução das descargas de radioactividade no ambiente para niveis 
muito inferiores aos actuais limites de descarga; 
- desenvolvimento de depósitos a grande profundidade; segurança da 
evacuação. 
0 Quadro XI dá uma imagem dos orçamentos afectados pelos 
Estados-membros e pela Comissão das Comunidades Europeias para a 
investigação e o desenvolvimento no domínio da gestão dos resíduos 
radioactivos. Devemos observar que a tendência geral nos últimos três 
anos foi no sentido de manter o nivel do esforço financeiro com a 
investigação ou mesmo aumentá-lo. 
Devemos sublinhar que a cooperação internacional é excepcionalmente 
forte nesta área especifica. Tendo em conta este facto, a Comissão das 
Comunidades Europeias esteve e continua a estar muito activa no sentido 
de promover e coordenar tal cooperação entre os Estados-membros, 
nomeadamente através de um programa de l&D e do Plano de Acção 
Comunitário no dominio dos resíduos radioactivos*19*. 
II1.2.2 Investigação avançada/Transmutação 
Alguns programas de investigação começaram recentemente a estudar a 
viabilidade técnica e as implicações várias do desenvolvimento de uma 
estratégia avançada de gestão dos resíduos radioactivos - isto é, a 
possibilidade de transmutar radionuclideos de longa vida em 
radionuclideos de vida curta. Essa estratégia pressupõe, entre outras 
coisas, a utilização de instalações especiais de reprocessamento para 
separar os radionuclideos em questão e "queimadores" especiais para a 
sua transmutação (p.ex., reactores rápidos reprodutores, aceleradores, 
etc.). A estratégia poderá aumentar a segurança da evacuação em 
formações geológicas. Por esse motivo, as considerações de ordem social 
e as necessidades politicas apontam também para que se faça um esforço 
nesta área. Isto reflecte-se a nivel nacional na recente lei francesa 
sobre investigação no dominio dos resíduos radioactivos(2°) e, a nivel 
comunitário, no conteúdo do presente programa de l&D da Comissão sobre 
gestão dos resíduos radioactivos. 
(18) Ver, por exemplo, a acta da 3a. Conferência da Comunidade Europeia sobre 
Gestão e Evacuação de Resíduos Radioactivos, Luxemburgo, 17-21 de 
Setembro de 1990, relatório EUR 13389 EN (1991). 
(19) Resolução de 18/02/1980 do Conselho - JO np_ C51/1 e Comunicação da 
Comissão ao Conselho COM (92) 22, de 31/01/92 sobre a recondução do 
pI ano. 
(20) Lei no 91-1381, de 30 de Dezembro de 1991. 
- 18 -
O esforço de investigação no dominio da transmutação é actualmente 
limitado em termos orçamentais; a participação dos países da Comunidade 
diz respeito principalmente à França (um esforço de 30 homem.ano) e, em 
menor escala, aos Países Baixos, República Federal da Alemanha e 
possivelmente à Itália. Fora da Comunidade, só o Japão (projecto OMEGA) 
e a ex-URSS têm programas de importância significativa. 
II1.3 ABORDAGEM DO SISTEMA E PRINCÍPIOS 
A gestão dos resíduos radioactivos compreende as operações de recolha, 
triagem, tratamento, acondicionamento, transporte, armazenagem e, 
finalmente, de evacuação. Estas actividades encontram-se intimamente 
ligadas entre si através de numerosas interacções. Devem ser encaradas 
como um sistema e, como tal, tratadas. 
É actualmente utilizada a nível mundial uma "abordagem do sistema" para 
identificar as muitas interacções existentes entre as componentes do 
sistema : embalagem dos resíduos, meios de transporte, instalação de 
armazenagem ou depósito, local de evacuação e respectivo ambiente. 
Assim, a demora na definição de uma componente do sistema poderá ter 
consequências sobre o desenvolvimento das outras. Por exemplo, se a 
opção quanto à evacuação se mantiver em aberto, poderá ser difícil de 
seleccionar a forma correcta de resíduos ou da sua embalagem, e poderão 
ter de ser fabricadas embalagens especificas para efeitos apenas de 
armazenagem intermédia. 
A abordagem do sistema está a ser tomada em consideração no âmbito das 
politicas de gestão de resíduos dos Estados-membros. 
Os princípios gerais, objecto de consenso internacional, constituem o 
quadro da gestão dos resíduos e da sua segurança. Aplicam-se à 
protecção contra as radiações, a questões éticas e sociológicas, à 
protecção dos recursos ambientais e naturais, e às salvaguardas 
nucleares. São enumerados mais adiante. 
A regulamentação comunitária fornece orientações comuns e requisitos de 
que deriva uma grande parte das medidas nacionais. Por esse motivo, as 
medidas nacionais são caracterizadas por vários aspectos comuns, 
nomeadamente no dominio da protecção contra as radiações (ver capitulo 
V). No entanto, as politicas e estratégias para levar a efeito a gestão 
dos resíduos radioactivos são assunto da competência nacional, tal como 
o são as formas e os meios de garantir a segurança tecnológica. 
Em consequência, existem algumas diferenças nas práticas de gestão dos 
resíduos de um pais da Comunidade para o outro, como veremos em 
seguida. 
- 19 -
PRINCÍPIOS GERAIS*2** 
DOMÍNIO PRINCIPIO 
a) 
b) Protecção contra as radiações 
Sistema de limitação das doses 
Sistema de controlo 
Questões éticas e sociológicas -> 
-> 
-> 
-> 
-> 
-> 
-> 
-> 
—> 
—> 
Protecção dos recursos ambientais 
e naturais 
SaJvMmardas nuç I ear es -> JUSTIFICAÇÃO 
OPTIMIZAÇÃO DA 
PROTECÇÃO (ALARA) 
LIMITAÇÃO DA DOSE 
INDIVIDUAL 
NOTIFICAÇÃO 
REGISTO 
AUTOR IZAÇÃO 
PREOCUPAÇÃO COM 
TERCEIROS 
PARTICIPAÇÃO DO 
PÚBLICO 
POLUIDOR-PAGADOR 
COMPENSAÇÃO PELOS 
DANOS 
(RESPONSABILIDADE 
CIVIL) 
PREVENÇÃO DOS DANOS 
RECTIFICAÇÃO DOS 
DANOS 
PROTECÇÃO DOS 
RECURSOS NATURAIS 
PREVENÇÃO DO DESVIO 
DE MATERIAIS 
NUCLEARES 
III.4 TRATAMENTO E ACONDICIONAMENTO 
Após recolha e triagem adequada, os resíduos são tratados e 
acondicionados. Estas actividades são operações de conversão industrial 
com o objectivo de dar aos resíduos uma forma adequada para o seu 
manuseamento, armazenagem e evacuação. 
Resíduos de fraca e média actividade 
Praticamente 92% do volume de resíduos radioactivos actualmente 
produzidos na Comunidade são resíduos de fraca e média actividade (ver 
capitulo II). 
Existem processos para o tratamento e o acondicionamento desses 
resíduos e desde o inicio dos anos cinquenta que funcionam com bons 
resultados instalações industriais para esse fim. Os relatórios de 1983 
e 1987 apresentam uma descrição geral desses processos e instalações. 
(21) "Objectivos, normas e critérios da evacuação dos resíduos radioactivos 
na Comunidade Europeia". Relatório EUR 12570 EN (1989). 
- 20 -
0 tratamento prepara os residuos produzidos na fonte para 
acondicionamento; toma essencialmente as seguintes formas : 
- compactação ou incineração no caso dos resíduos sólidos; 
- evaporação, permuta de iões e precipitação química seguida de 
f i11ragem, no caso dos res i duos 11qu i dos. 
No que respeita aos resíduos sói idos, confirmam-se as tendências 
identificadas nos relatórios de 1987 no sentido da redução do volume ao 
minimo por supercompactação e por incineração. 
A supercompactação é um processo simples (baseado na tecnologia 
tradicional da prensa hidráulica), não agride o ambiente, e toma um 
interesse especial quando a capacidade de armazenagem intermédia e/ou 
dos locais de evacuação é limitada. 
Por exemplo, a utilização das técnicas de supercompactação na estação 
de evacuação de resíduos de fraca actividade de Drigg (Reino Unido) irá 
alargar o tempo de vida dessa estação até 2050. Na instalação francesa 
de evacuação de resíduos de fraca actividade do "Centre de l'Aube", um 
supercompactador de 1 000 toneladas ficará operacional em 1992. Vários 
supercompactadores foram vendidos ou estão planeados nos 
Estados-membros da Comunidade (Bélgica, República Federal da Alemanha, 
França, Itália, Espanha, Países Baixos, Reino Unido). 
Em vários casos, a supercompactação é realizada no âmbito de campanhas 
especiais, utilizando unidades móveis comerciais. No entanto, utilizam-
se instalações fixas de compactação e prevê-se recorrer a elas para 
complementar (ou substituir) as unidades móveis. É o caso da Bélgica, 
onde uma grande instalação fixa, acompanhada das necessárias 
instalações adicionais (armazenagem intermédia, tratamento prévio, 
cimentação, controlo) deverá ficar operacional antes de 1995. Poderão 
ser alcançados factores de redução do volume até 10 vezes, desde que os 
resíduos sólidos sejam previamente retirados na operação de triagem 
(ver Quadro XII). Em Itália, a supercompactação de resíduos de fraca 
actividade, com factores de redução do volume de 3 a 6 vezes, é 
actualmente efectuada em unidades fixas e móveis. 
A incineração pode produzir factores de redução do volume muito 
maiores*22), após a segregação adequada da parte combustível do 
resíduo. Apesar disto, os grandes incineradores estão a desenvolver-se 
a um ritmo menor que os supercompactadores, devido ao seu custo 
elevado e à necessidade de uma complexa limpeza e filtragem 
anti-poluição dos gases libertados no caso da queima de resíduos de 
uma actividade especifica relativamente elevada, ou de resíduos 
possivelmente contaminados com emissores alfa. Além disso, ainda não 
foi demonstrado o comportamento adequado a longo prazo das matrizes de 
incorporação das cinzas de incineração, assunto que é actualmente 
objecto de investigação (ver Quadro XIII). 
Finalmente, os esforços realizados ao longo dos últimos anos pelos 
produtores de electricidade no sentido de educar o pessoal encarregado 
da gestão dos resíduos nos reactores contribuíram de modo 
significativo para reduzir o volume de resíduos produzidos na fonte. 
Por exemplo, em França a taxa média de produção de resíduos 
(22) 20 a 40. 
- 21 -
sólidos provenientes do funcionamento de-instalações electronucleares 
diminuiu cerca de 8% ao ano, descendo de 70 m3/TWh em 1983 para 40 
m3/TWh em 1990. 
No que se refere aos resíduos líquidos, muitas instalações concebidas 
para atingir factores elevados de descontaminação começaram 
recentemente a ser utilizadas em grandes instalações nucleares; por 
exemplo, a instalação SIXEP (Site Ion exchange Effluent Plant) que 
começou a funcionar em 1985 para a descontaminação de resíduos líquidos 
de fraca actividade na central britânica de reprocessamento de 
Sellafield (Reino Unido). Trata-se de uma instalação de grandes 
dimensões que utiliza um processo de permuta de iões de forma a 
permitir a redução da quantidade de radioactividade descarregada no 
oceano para apenas uma pequena percentagem da descarregada nos anos 70. 
Os processos de descontaminação por floculação/coprecipitacão são 
utilizados há vários anos na CEN/SCK de Mol (Bélgica). Encontram-se em 
fase de desenvolvimento outros processos altamente eficazes, como a 
ultrafiItragem (processos de separação de membranas) ou processos que 
utilizam agentes complexantes para os radionuclideos mais importantes. 
A introdução destes processos irá permitir reduzir o volume das lamas 
activas mediante um melhoramento da separação e pode também resultar 
numa actividade residual mais baixa das descargas. 
0 acondicionamento converte os resíduos tratados em materiais com pouco 
risco de dispersão dos radionuclideos nos resíduos durante as operações 
de manuseamento e de transporte ou no contacto com a água ou outros 
agentes externos após a evacuação. Para isso, os resíduos tratados são 
frequentemente incorporados em matrizes que solidificam em blocos ou 
estruturas que possuem, com ou sem contentores externos, as 
características de segurança exigidas (boa resistência mecânica, 
resistência ao fogo, uma taxa baixa de lixiviação, comportamento 
satisfatório a longo prazo, etc.). 
As matrizes mais frequentemente utilizadas na Comunidade são as 
seguintes : 
- cimentos, que são empregues desde os anos cinquenta, principalmente 
para resíduos de baixa actividade; 
- betumes, que foram introduzidos entre 1960 e 1965, são utilizados 
por alguns Estados-membros (Bélgica, França, Dinamarca); 
- polímeros, de introdução mais recente. 
Foram feitos esforços importantes, que incluem projectos de 
investigação comunitária, para melhorar as características dos 
materiais constituídos por resíduos solidificados em cimento, para 
verificar o seu comportamento a longo prazo em condições de armazenagem 
ou evacuação, e para alargar o seu âmbito de aplicação. Os resultados 
positivos obtidos e a simplicidade do funcionamento fazem deles as 
matrizes mais utilizadas actualmente para resíduos de baixa e média 
act ividade. 
Os métodos de tratamento para resíduos de fraca e média actividade 
parecem satisfazer em geral as actuais necessidades da indústria 
electronuclear e os requisitos de segurança das autoridades 
reguladoras. Embora estas operações sejam realizadas há várias dezenas 
de anos, beneficiam ainda em muito dos novos avanços tecnológicos. 
- 22 -
Resíduos alfa, 
Dos resíduos radioactivos produzidos na Comunidade, cerca de 8% são 
constituídos por produtos contaminados por nuclideos de longa duração, 
principalmente os emissores alfa como o plutório, o americio e o 
neptúnio. Apesar dos grandes esforços de l&D realizados na área do 
desenvolvimento de processos melhorados de tratamento e 
acondicionamento, uma parte importante destes resíduos encontra-se 
ainda armazenada sob forma não tratada principalmente por falta de 
critérios definitivos de aceitação para a evacuação de residuos alfa 
(excluindo os resíduos de elevada actividade) em formações geológicas. 
Esta ausência de critérios (que, em si mesma, deriva da falta de 
instalações subterrâneas de evacuação para o futuro mais próximo) levou 
a que os actuais programas de investigação voltassem a centrar-se no 
desenvolvimento de processos de descontaminação altamente eficazes, 
capazes de descategorizar os residuos alfa em termos de via de 
evacuação. Por outras palavras, foram feitas tentativas de reduzir o 
teor alfa de vários tipos de residuos para um nivel que pudesse vir a 
corresponder aos critérios de aceitação associados à evacuação a 
pequena profundidade. Neste contexto, estão em desenvolvimento vários 
processos avançados de tratamento para residuos liquidos e sólidos com 
teor alfa. Alguns desses processos estão Já na fase-piloto activa. 
Para os residuos alfa que - a priori - não possam ser descategorizados 
recorrendo às tecnologias actuais, estão a ser feitos esforços de 
investigação para o desenvolvimento de técnicas de redução do volume. 
Neste contexto, devemos referir o processo de fusão investigado pelo 
CEN/Valrhó (França) para barris de combustível gasto (operação inactiva 
de protótipo industrial, e a próxima operação activa da EARP (Enhanced 
Act in ide Removal Plant), instalação para o tratamento dos resíduos 
líquidos de baixa e média actividade em Sellafield (Reino Unido). 
Finalmente, devemos sublinhar que é possível obter melhoramentos 
importantes na gestão dos residuos alfa aplicando tecnologias adaptadas 
para reduzir a sua produção na fonte. Um exemplo é a experiência 
recentemente feita pela Belgonucléaire (Bélgica) na operação da fábrica 
de combustível de óxido misto de Dessel, onde se registou a redução do 
teor de plutónio (em 80%, e dos volumes de residuos sólidos de teor 
alfa (em 10-15%) desde a introdução da quarta barreira de confinamento 
na linha de fabrico do combustível. 
Resíduos de alta actividade 
Produzido durante as operações de reprocessamento, este tipo de 
residuos contém quase toda a radioactividade gerada durante o 
funcionamento das centrais electronucleares. 0 acondicionamento dos 
resíduos de alta actividade é geralmente efectuado em grandes centrais 
comerciais de vitrificação localizadas em França e no Reino Unido 
(Marcoule, La Hague e Sellafield). Estas três centrais utilizam o mesmo 
processo de vitrificação, que assenta na utilização de um forno 
rotativo. Além disso, foi construída na central de Dessel (Bélgica) uma 
instalação de vitrificação para demonstração, que incorpora a 
utilização de um dispositivo cerâmico de fusão. Utilizada inicialmente 
para o acondicionamento de residuos de alta actividade da Eurochemíc, 
esta instalação deverá ser usada em breve para a vitrificação dos 
residuos liquidos de alta actividade WAK gerados anteriormente em 
Karlsruhe (República Federal da Alemanha). 
- 23 -
111.5.1 TRANSPORTE DE RESIDUOS RADIOACTIVOS 
111.5.1.Disposições relativas ao transporte de materials nucleares em geral 
0 transporte de material radioactivo rege-se há muitos anos pelas 
disposições emanadas da Agência internacional da Energia Atómica 
(AlEA), que foram incorporadas nas leis nacionais de todos os 
Estados-membros da Comunidade. 
Filosofia da regulamentação AIEA e requisitos básicos regulamentares 
As regras incluídas na regulamentação AIEA procuram essencialmente 
assegurar que todo o material radioactivo seja transportado obedecendo 
aos quatro requisitos básicos de segurança: 
a. contenção adequada do material radioactivo; 
b. controlo adequado das radiações emitidas pelo material; 
c. dissipação segura do calor gerado no processo de absorção das 
radiações; 
d. prevenção da cr iticalidade no caso do material cindivel. 
A regulamentação AIEA tem em conta cada um destes requisitos, 
estabelecendo limites de nivel radioactivo e de libertação para o 
transporte em condições normais e de acidente. Em vez de procurar fazê-
lo por meio de controlos, como veículos ou vias especiais, a 
regulamentação procura fazer com que a protecção contra os rsicos no 
transporte de material radioactivo seja garantida pela própria 
embalagem em que o material é transportado. Na concepção desta 
embalagem, são incorporadas salvaguardas adequadas à natureza e 
quantidade do material radioactivo, considerando a possibiMdade de 
sobrevir um acidente grave durante o transporte. A regulamentação 
especifica normas de comportamento para a concepção, que não dependem 
do meio de transporte utilizado para a embalagem. 
Quando a radioactividade do material a embalar excede os níveis 
especificados, as normas incluem ensaios para demonstração da 
capacidade de resistência às condições de transporte, incluindo 
acidentes, e exigem uma avaliação independente e certificação de 
conformidade pela autoridade competente. Além disso, a regulamentação 
exige que as autoridades competentes estabeleçam medidas de emergência 
a adoptar no caso de acidente durante o transporte. 
A principal responsabiI idade pela segurança cabe ao expedidor do 
material radioactivo, que deve declarar nos documentos de transporte 
que este se encontra embalado, marcado e rotulado de acordo com a 
regulamentação em vigor. Isto leva a que o ónus da garantia de 
segurança durante o transporte recaia principalmente sobre a pessoa 
mais susceptível de dispor, por um lado, dos conhecimentos necessários 
sobre os riscos especiais apresentados peio material radioactivo, e por 
outro, dos recursos necessários para fazer face a esses riscos. Um grau 
bastante menor de responsabilidade cabe ao transportador, que deve 
adoptar as precauções adequadas para a protecção dos trabalhadores e 
do público durante o transporte; deve por exemplo, assegurar que a sua 
carga esteja arrumada correctamente. 
- 24 -
A regulamentação exige também o estabelecimento de medidas severas de 
controlo da qualidade de forma a evitar situações de não conformidade, 
por inadvertência , com as características de segurança, e de medidas 
de emergência adequadas para diminuir as consequências de acidentes ou 
incidentes. A natureza eficaz e abrangente do sistema regulador 
recomendado pela AIEA tem sido um factor significativo para se 
consegu i r a sua apIi cação g loba I. 
III.S.2 Transporta de resíduos radioactivos na prática 
Transporto <to resíduos radioactivos e aspectos reguladoras 
A maior parte dos residuos radioactivos é transportada na forma sólida 
No entanto, utilizam-se em alguns países da Comunidade contentores 
especialmente concebidos e blindados para o transporte de resíduos 
11qu i dos. 
0 transporte é feito principalmente do produtor para a instalação 
centralizada de armazenagem ou evacuação. A frequência dos transportes 
depende muito da situação nacional. Por exemplo, na Bélgica foram 
feitas cerca de 200 expedições de residuos acondicionados em 1990, na 
sua maioria provenientes de uma central electronuclear para a central 
de armazenagem Beigoprocess. Os resultados do transporte de residuos 
radioactivos nos Estados-membros da Comunidade têm sido excelentes ao 
longo dos anos, mostrando que a tecnologia é perfeitamente dominada. 
Tal como todas as outras categorias de materiais radioactivos, o 
transporte de residuos radioactivos é regido pelas disposições e 
regulamentações que atrás descrevemos. 
No que respeita à Comunidade Europeia, o artigo 2p_ do Tratado 
Euratom^23) incluí no âmbito da sua aplicação o transporte de 
substâncias radioactivas. No entanto, a directiva correspondente, 
relativa à uniformidade das normas de segurança (artigo 30o.) apenas 
contém disposições genéricas aplicáveis a qualquer actividade que 
envolva o risco de radiações ionizantes. 
Transporte transfronteiras de resíduos radiactivos 
Em Janeiro de 1988 foram levantadas algumas questões quanto à 
circulação de residuos radioactivos, nomeadamente entre a Bélgica e a 
República Federai da Alemanha. A Comissão registou que as medidas 
físicas para o transporte de residuos de baixa e média actividade são 
consideradas conformes com as exigências da AIEA, prevendo em todas as 
situações um nivel adequado de segurança. No entanto, verificou-se que 
o controlo da circulação dos residuos pelas autoridades reguladoras 
teria de ser melhorado em alguns casos. 
Na sequência de um pedido do Parlamento Europeu, a Comissão apresentou 
em 1 de Dezembro de 1989(24) ao .Conselho de Ministros da Comunidade 
Europeia uma proposta de directiva que acrescenta o transporte de 
resíduos radioactivos às actividades que necessitam de 
(23) 0 artigo 2o., alínea b), prevê que a Comunidade estabeleça normas de 
segurança uniformes para a protecção da saúde dos trabalhadores e do 
público em geral e que garanta a sua aplicação. 
(24) JO no. C 5/7, de 10 de Janeiro de 1990. 
- 25 -
autorização prévia e estabelece um sistema comum de notificação e 
expedição com o objectivo de evitar o risco associado à perda do 
controlo sobre os residuos radioactivos pelas autoridades nacionais 
competentes. Esta directiva foi adoptada pelo Conselho em 3 de 
Fevereiro de 1992. 
A circulação internacional de resíduos radioactivos foi também tratada 
a nivel da CE. A quarta Convenção ACP-CEE<25>, assinada em Lomé a 15 
de Dezembro de 1989, trata no seu artigo 39o. da circulação 
internacional de residuos perigosos e residuos radioactivos. Prevê-se 
que "a Comunidade deve proibir toda a exportação directa e indirecta de 
residuos perigosos e residuos radioactivos para os 68 Estados ACP, ao 
mesmo tempo que estes devem proibir a importação directa ou indirecta 
para o seu território de tais residuos provenientes da Comunidade ou de 
qualquer outro pais. Estas disposições não impedem que um Estado-membro 
para o qual um Estado ACP tenha decididio exportar residuos para 
processamento devolva os residuos processados ao Estado ACP de origem". 
A mesma questão foi também tratada a nível mundial; foi aprovado em 
1990 pelos 112 Estados-membros da AIEA um código de prática AIEA sobre 
a circulação internacional transfronteiras de residuos radioactivos. O 
código, que não vincula juridicamente, afirma o direito de soberania de 
todos os Estados-membros a proibir a circulação de residuos 
radioactivos para dentro ou fora do seu território, ou através dele. 
Exige também que a circulação transfronteiras de residuos radioactivos 
seja feita tendo em conta as normas de segurança internacionalmente 
aceites e as respectivas leis e regulamentações nacionais, e com 
notificação prévia e consentimento dos Estados expedidores, receptores 
e de trânsito. 
II1.6 ARMAZENAGEM E EVACUAÇÃO DE RESÍDUOS RADIOACTIVOS E DE COMBUSTÍVEL GASTO 
Il 1.6.1 INTRODUÇÃO 
No que respeita às operações de evacuação que constituem a chave e a 
fase final de qualquer processo de gestão de residuos radioactivos, a 
situação em geral não muda de modo significativo desde 1987. Por um 
lado, a moratória sobre a imersão de residuos radioactivos no oceano 
(26) está ainda em vigor, pelo que a imersão não é praticada. Por 
outro lado, só entrou em funcionamento uma instalação de evacuação em 
terra, "Centre de l'Aube" (que deverá substituir progressivamente o 
"Centre da la Manche", que atingiu praticamente o limite da sua 
capacidade) para o caso especifico dos residuos de fraca e média 
actividade (França). Outro depósito a pequena profundidade que entrará 
em funcionamento no início de 1992 está em construção em "El Cabril", 
Espanha. Nos relatórios anteriores foram já apresentadas algumas 
considerações e princípios gerais que regem a selecção das instalações 
de armazenagem intermédia e de evacuação, bem como algumas descrições 
das instalações existentes. Por esse motivo, não as repetiremos aqui. 
(25) Países da África, Caraíbas e Pacífico. 
(26) Esta moratória foi aprovada numa base voluntária pelas partes na 
Convenção sobre a prevenção da poluição marinha pela imersão de 
residuos e outras substâncias (a chamada Convenção de Londres) em 1983, 
e continua em vigor até estarem terminados vários estudos, esperados 
para 1993. 
- 26 -
Devemos, no entanto, referir que o mal-estar do público em relação à 
indústria nuclear, Já observável em 1987, continuou durante os últimos 
anos, levando ao desenvolvimento de fortes oposições locais contra a 
construção de instalações de evacuação de residuos radioactivos. Isto 
resultou na multiplicação de acções no sentido da criação de leis e 
moratórias, demorando consideravelmente a construção e/ou operação de 
depósitos de residuos radioactivos ou de instalações subterrâneas 
experimentais e piloto. Em alguns casos (como os Países Baixos), a 
oposição do público retardou mesmo o funcionamento de uma instalação 
centralizada de armazenagem intermédia. 
Mesmo com as diferenças existentes entre Estados-membros, uma das 
consequências desta situação é o aumento da armazenagem no local de 
produção dos combustiveis nucleares gastos ou residuos radioactivos. 
Isto também contribuiu para o desenvolvimento de técnicas muito 
eficazes de redução dos volumes (por exemplo, incineração, 
supercompactação) de modo a poupar espaço de armazenagem. 
Outras consequências são o aumento da investigação para uma melhor 
informação do público quanto aos riscos potenciais associados aos 
depósitos de evacuação, esforços adicioanis para aumento da segurança, 
e ainda o estudo das estratégias avançadas de gestão que permitam a 
redução do inventário de radionuclideos de longa duração a evacuar no 
futuro (ver secção III.2.2). 
Devemos, por fim, referir que a evacuação directa do combustível gasto 
- especialmente dos tipos que se afastam da norma - está a merecer uma 
atenção cada vez maior em quase todos os Estados-membros. 
111.6.2 Armazenagem intermédia 
II1.6.2.1 Embalagem de residuos de fraca e média actividade 
Existem, basicamente, duas abordagens principais para a armazenagem de 
embalagens de residuos radioactivos de fraca e média actividade: no seu 
local de produção ou numa instalação centralizada de armazenagem 
intermédia. Ambas as abordagens são seguidas dentro da Comunidade 
Europeia. Como se afirma no Quadro XIV, os Estados-membros com uma 
capacidade electronuclear instalada limitada parecem preferir a 
armazenagem intermédia centralizada. 
Espanha 
A instalação de armazenagem centralizada de "El Cabril" é constituída 
por módulos que, no final de 1990, receberam cerca de 2 900 m3 de 
residuos acondicionados, principalmente embalagens de residuos 
provenientes de pequenos produtores e das actividades do CIEMAT. Desde 
1988 que são armazenadas embalagens de residuos expedidas por algumas 
centrais electronucleares. Cerca 12 000 m3 encontram-se ainda 
armazenados nos locais dos reactores. 
Países Baixos 
Em 1984 foi adoptada pelo Governo a opção de armazenagem intermédia 
centralizada a longo prazo (100 anos) de todos os tipos de residuos 
radioactivos. Com esse objectivo, foi construida uma instalação, 
primeiro provisoriamente em Petten, depois próximo de Borsele pela 
C0VRA. No entanto, dada a oposição da população local, foi um pouco 
- 27 -
retardado o inicio das operações de armazenagem em Borsele. Após uma 
decisão positiva do Conselho dos Estados, a operação de armazenagem de 
embalagens radioactivas iniciou-se no final de 1991. 
Bélgica 
Todos os tipos de residuos (centrais electronucleares, fabrico de 
combustíveis de óxido misto, medicina...) são actualmente armazenados 
em Mol/Dessel numa instalação de armazenagem centralizada. Encontram-se 
presentemente armazenados 8 300 m3 de residuos de fraca actividade. Os 
residuos acondicionados de nivel médio (2 750 m3) resultantes do 
reprocessamento de combustível gasto pela Eurochemic são armazenados 
num edifício denominado "Eurostorage". A capacidade de armazenagem 
ainda disponível deste edifício (mais de 1 000 m3) é agora utilizada 
para residuos de média actividade resultantes do funcionamento de 
reactores. 
Está em construção em Dessel mais uma instalação de armazenagem 
intermédia para o reprocessamento de residuos enviados do estrangeiro, 
que deverá ficar operacional em 1993. 
Reino Unido 
Com excepção dos residuos sólidos de fraca actividade que obedecem aos 
critérios de aceitação estabelecidos para o depósito de evacuação a 
pequena profundidade de Drigg, propriedade da BNFL, todos os tipos de 
residuos são actualmente armazenados no local de produção. No entanto, 
está planeado um depósito de evacuação em camadas geológicas profundas, 
que receberá residuos de fraca e intermédia actividade. 
Franca 
Dado o actual funcionamento de dois depósitos de evacuação a pequena 
profundidade para residuos de fraca e média actividade ("Centre de la 
Manche" e "Centre de l'Aube"), a armazenagem intermédia é praticada 
principalmente para os residuos com teor alfa e para parte dos residuos 
de fraca actividade provenientes dos pequenos produtores, caso em que é 
necessário proceder ao decaimento e triagem antes da libertação ou 
tratamento. Neste último caso, dispõe-se de dois locais de armazenagem 
intermédia centralizada (CEN/Saclay and Trleast in). 
República Federal da Alemanha 
Até que esteja disponível a mina Konrad ou que seja reaberto o depósito 
de evacuação de Morsleben, funcionam em diferentes locais várias 
instalações de armazenagem intermédia para residuos de fraca e média 
actividade. Parte das embalagens de residuos de reactores são 
armazenadas no local de produção, outra parte é armazenada nas 
instalações de Gorleben e Mitterteich. As capacidades existentes são 
suficientes para cobrir as necessidades dos próximos anos. 
llàJULâ. 
Todas as embalagens de residuos radioactivos produzidos até agora 
durante o funcionamento de instalações nucleares estão armazenadas no 
local de produção. 
Dinamarca. Portugal. Grécia 
A armazenagem intermédio é praticada em instalações centralizadas 
(Riso, Sacavém e Demokritos). 
- 28 -
111.6.2.2 Resíduos vitrificados de alta actividade 
Desde a publicação do relatório de 1987, as capacidades de 
reprocessamento disponíveis para os combustíveis de reactores a água 
natural dentro da Comunidade Europeia aumentaram ao ritmo de cerca de 1 
000 t/ano (principalmente em resultado do funcionamento do UP 2 400 à 
sua capacidade normal, e do recente inicio de funcionamento da 
instalação de reprocessamento UP3 de La Hague em França). Assim, são 
actualmente produzidas e armazenadas maiores quantidades de residuos 
vitrificados de alta actividade, contendo a maior parte dos produtos de 
cisão e radionucl ideos de longa duração (ver Quadro VIM). 
De modo a permitir o decaimento de muito do seu calor e 
radioactividade, este tipo de residuos tem que ser armazenado durante 
algumas dezenas de anos no local da sua produção (por exemplo, 
Sellafield no Reino Unido, Dessel na Bélgica, La Hague e Marcoule em 
França) ou em instalações adequadas localizadas nos Estados-membros 
detentores do combustível gasto reprocessado no estrangeiro (ver Quadro 
XV). 
Na maioria dos casos, o conceito geral de armazenagem intermédia de 
residuos vitrificados de elevada actividade baseia-se na colocação de 
blocos de vidro em tubos duplos de aço arrefecidos pela circulação de 
ar natural. 
Estão em construção armazéns em módulos, de forma a poderem ser 
facilmente ampliados para corresponder às necessidades futuras. 
111.6.2.3 Combustível gasto 
As politicas gerais dos Estados-membros no que respeita à gestão do 
combustível gasto não mudaram em muito desde 1987, na medida em que 
mais nenhum pais se associou à Espanha e República Federal da Alemanha 
na sua decisão de não reprocessar, no primeiro caso a maior parte das 
categorias de combustível gasto, no segundo, algumas categorias 
especificas. Por outro lado, a ideia do reprocessamento imediato dos 
combustíveis gastos não teve mais apoiantes. Vários países optaram pela 
posição de "esperar para ver", que consiste em armazenar combustível 
gasto durante pelo menos algumas dezenas de anos. 
A armazenagem intermédia do combustível gasto é realizada 
principalmente em "lagos" situados no local do reactor durante vários 
meses ou anos, de forma a permitir o arrefecimento do combustível até 
que este possa ser transferido para outra instalação de armazenagem. No 
entanto, mesmo com um controlo adequado das condições de armazenagem, 
isto é, das características químicas da água do "lago" e de outros 
aspectos fisicos da contenção, o combustível Magnox (produzido no Reino 
Unido) só pode ser armazenado durante cerca três anos, devido ao tipo 
especial de contentor que exige e ao metal de urânio em si mesmo. A 
continuação da armazenagem deste tipo de combustível pode ser praticada 
em ambiente seco. 
Existe um interesse maior na armazenagem em ambiente seco dos 
combustíveis gastos provenientes de reactores a água natural, 
principalmente quando se prevêem longos períodos de armazenagem 
intermédia (excedendo algumas dezenas de anos). Neste contexto, espera-
se a apresentação de algumas propostas no reino Unido para a 
armazenagem intermédia de combustíveis provenientes de reactores 
avançados arrefecidos a gás<27>. 
Também a República Federal da Alemanha está a considerar esta opção de 
armazenagem intermédia. No entanto, devido à oposição local que 
culminou no levantamento de acções*em justiça, as instalações de 
armazenagem construídas em Gorleben e Ahaus ainda não recebem 
combustíveis gastos. 
(27) Os combustíveis Magnox provenientes de Wylfa já são armazenados em 
ambiente gasoso. 
- 29 -
Em Espanha foi iniciado o processo de concepção e autorização de um 
contentor bivalente (armazenagem/transporte). Estes contentores 
poderiam ser utilizados para a armazenagem intermédia de combustível 
gasto no local do reactor ou fora dele. 
0 Quadro XVI mostra a capacidade total de armazenagem (no local de 
produção e em instalações centralizadas) actualmente disponíveis nos 
Estados-membros para combustível gasto. 
Il 1.6.3 Evacuação de residuos radioactivos 
Il 1.6.3.1 Evacuação de residuos radioactivos 
Franca 
Esta opção de evacuação foi objecto de importantes desenvolvimentos 
desde 1987. 
Em primeiro lugar, devido ao encerramento do "Centre da la Manche", 
onde será feita a evacuação final de cerca de meio milhão de m3 de 
residuos radioactivos contendo radionuclideos de curta duração, foi 
construi da uma instalação de evacuação a pequena profundidade para 
receber o mesmo tipo de residuos radioactivos. Esta instalação 
denominada "Centre de l'Aube", deverá receber cerca de 1 milhão de m3 
de embalagens de residuos radioactivos. 0 funcionamento da instalação 
de evacuação do "Centre de l'Aube" foi iniciado no principio de 1992. 
Espanha 
0 mesmo principio, incorporando algumas variações especificas de 
concepção, foi adoptado em Espanha na central de "El Cabril", onde se 
encontra em fase avançada de construção um depósito a pequena 
profundidade. A possibilidade de recuperação das embalagens de residuos 
em caso de necessidade é uma das principais características 
especificas inclui das na concepção desta instalação. Terá uma 
capacidade equivalente a cerca de 50 000 m3 de embalagens de residuos 
radioactivos, e o inicio do seu funcionamento está previsto para meados 
de 1992. 
Reino Unido 
No Reino Unido, a instalação de evacuação de Drigg tem continuado a 
receber embalagens de residuos radioactivos de fraca actividade (desde 
1987). No entanto, devemos assinalar o estabelecimento em 1988 de 
limites específicos de actividade para cada expedição individual de 
residuos (4 GBq aifa/t. e 12 GBq beta-gama/t.) e para as quantidades 
totais de grupos de radionuclideos evacuados na centrai no espaço de um 
ano. Além disso, a instalação de Drigg está a ser melhorada com a 
substituição dos fossos existentes por um sistema de abóbadas de betão 
cujo objectivo é aumentar a segurança geral das operações de evacuação. 
A primeira entrou em funcionamento em Janeiro de 1989. 
Finalmente, devemos referir que a investigação sobre a construção de 
mais depósitos de evacuação a pequena profundidade para residuos 
radioactivos de fraca actividade no Reino Unido foi interrompida em 
1987 após uma decisão governamental que considerou que depois de 
atingidas as quantidades autorizadas para evacuação na central de 
Drigg, os novos residuos radioactivos de fraca actividade deveriam ser 
evacuados em depósito a grande profundidade, juntamente com os residuos 
de média actividade e residuos alfa. 
- 30 -
Péifl'ça 
Estão em estudo opções de evacuação a pequena profundidade para os 
residuos acondicionados de fraca actividade. Espera-se que a decisão 
final quanto ao sistema de evacuação seja adoptada só no fim de 1992, 
com vista ao inicio do funcionamento de um depósito no finai do século. 
Estão a ser realizados estudos na Bélgica para determinar a base de 
concepção a que deve obedecer uma possivel instalação de evacuação, 
incluindo limites preliminares para as características dos residuos. 
Com base numa análise preliminar de segurança, poderia ser feita uma 
primeira selecção do local, seguida da aprovação pelas autoridades do 
relatório de segurança sobre o local de implantação, de forma a ser 
possivel a construção e o inicio do funcionamento da instalação de 
evacuação no final dos anos noventa. 
II1.6.3.2 Depósitos a grandes profundidades 
Basicamente, podemos distinguir dois tipos de depósitos a grande 
profundidade: os destinados à evacuação de residuos não geradores de 
calor e os destinados a receber todas as categorias de residuos, 
incluindo residuos vitrificados de alta actividade e combustível gasto. 
Embora não esteja actualmente operacional nenhum depósito a grande 
profundidade dentro da Comunidade Europeia, existem algumas 
perspectivas para o inicio ou reinicio do funcionamento no final do 
século das instalações de evacuação em minas desafectadas (na República 
Federal da Alemanha) para resíduos não geradores de calor, desde que a 
situação politica não continue a retardar a emissão das autorizações de 
funcionamento. No entanto, no que se refere aos depósitos a grande 
profundidade a escavar em formações geológicas (cúpulas de sal, argila, 
xisto, formações de granito), prosseguem as investigações no quadro da 
construção e/ou funcionamento de laboratórios subterrâneos, que se 
espera virem ainda a durar algumas dezenas de anos. Devemos referir 
que, sob o patrocínio da Comissão das Comunidades Europeias, foi 
estabelecida uma cooperação estreita e frutuosa entre as agências 
encarregadas do funcionamento dos laboratórios subterrâneos, e que o 
programa de l&D da Comissão dá apoio financeiro à investigação em 
instalações-piloto subterrâneas. 
Descrevemos seguidamente, em linhas gerais, a situação de cada Estado-
membro no que respeita à construção de depósitos a grande profundidade. 
República Federal da Alemanha 
Em resultado do levantamento de sucessivas acções em justiça pelo 
Governo da Baixa Saxónia, foi consideravelmente retardado o avanço do 
procedimento administrativo para a abertura do depósito na mina Konrad. 
As formalidades legais ("Planfeststellungsverfahren") encontram-se 
agora, após a abertura ao público dos documentos relativos ao 
planeamento (entre 16 de Maio e 15 de Julho de 1991), na fase de estudo 
dos comentários e questões levantadas. A discussão pública de todos os 
argumentos terá lugar provavelmente em 1992. Por esse motivo, o 
funcionamento deste depósito a grande profundidade para residuos não 
geradores de calor não deverá começar antes de meados dos anos noventa. 
A capacidade de evacuação da mina Konrad atinge cerca de 1 milhão de m3 
de embalagens de residuos radioactivos. Esta mina desafectada abrangerá 
seis áreas diferentes, cada uma das quais subdividida em várias salas 
de evacuação com uma secção transversal média de 40m2 um comprimento 
máximo de 1 OOOrn. 
- 31 -
No que respeita à instalação de Gorleben, que deverá receber todos os 
tipos de residuos, incluindo residuos geradores de calor, estão quase 
concluídas as investigações à superficie. Prossegue a exploração 
subterrânea da cúpula de sal de Gorleben. Estão actualmente a ser 
afundados dois poços de acesso. A conclusão das investigações 
subterrâneas está planeada para o fim dos anos 90, juntamente com uma 
avaliação geral do comportamento das cúpulas de sal face à evacuação de 
residuos radioactivos. A instalação não deverá começar a funcionar 
antes do ano 2008. No entanto, deve dizer-se que, no caso da mina 
Konrad, o avanço das investigações e o processo de autorização dependem 
em muito da situação politica, que poderá provocar novos adiamentos. 
A mina de sal desafectada de Morsleben - que funcionou como depósito a 
grande profundidade para residuos de fraca e média actividade na ex-RDA 
(já foram nela evacuados 14 300 m3 de residuos sólidos e liquidos, bem 
como cerca de 5 800 fontes radioactivas) - foi encerrada na sequência 
de uma decisão do Tribunal de Justiça de Magdeburgo em Fevereiro de 
1991. Além disso, o ministro alemão federal competente ordenou a 
interrupção de todas as operações de evacuação até que seja formulada 
uma recomendação positiva pela Comissão Segurança dos Reactores. 
Devemos finalmente referir que, em apoio a investigações experimentais 
realizadas em Gorleben, está a ser efectuado um importante programa de 
l&D na mina de sal de Asse. 
Este programa diz respeito: 
- ao desenvolvimento e ensaio das técnicas de deposição para 
embalagens de residuos de média actividade (contendo residuos de 
dissolução, para além de bainhas e topos de elementos) e para 
elementos de combustível a altas temperaturas, provenientes de 
reactores (projecto MAW); 
- a ensaios de evacuação de 30 blocos simulados de vidro contendo 
residuos de alta actividade enriquecidos com césio e estrôncio, que 
foram sujeitos a grandes atrasos (cinco anos até agora) devido a 
problemas de autorização (projecto HAW); 
- a uma experiência de demonstração para a evacuação directa de 
elementos do combustível gasto (ensaio TSS); 
- ao desenvolvimento de um dique multicomponentes para a utilização 
como barreira de controlo nas galerias. 
Bélgica 
Está em curso desde 1984 (projecto HADES), a construção e operação de 
um laboratório subterrâneo (galeria horizontal de 67 m de comprimento, 
com um diâmetro interno de 3,5 m) na camada de argila sob a instalação 
de Mol, a uma profundidade de 225 metros. Neste contexto, foram 
estudadas várias áreas de investigação, nomeadamente: 
- 32 -
- a monitorização do esforço a longo prazo sofrido pelo material de 
revestimento de uma galeria de evacuação; 
- a experiência de controlo com radiação para o depósito belga 
(projecto CERBERUS), que consiste na monitorização da resposta local 
da massa de argila face à exposição controlada à combinação de calor 
e radiação; 
- ensaios de aquecimento (só com aquecimento eléctrico) para 
determinar os efeitos das fontes de calor na camada de argila 
circundante e nos materiais de preenchimento de uma galeria de 
evacuação (projectos PRACLAY e CACTUS). 
Em 1989, foi publicado pela ONDRAF/NIRAS o Relatório intermédio de 
Viabilidade (SAFIR) sobre as características da argila de Boom como 
formação geológica hospedeira para a evacuação de isótopos de alta 
actividade e/ou de longa duração. Uma comissão de avaliação aprovou o 
relatório e formulou recomendações na área examinada. Foi definido o 
programa de investigação, tendo por objectivo a apresentação em 1997 de 
um PSAR (relatório preliminar de análise de segurança). Após um período 
de demonstração da viabilidade, será necessário fazer uma selecção 
definitiva do local de implantação. Não se espera a deposição da 
primeira embalagem totalmente activa para antes de 2030. 
Franca 
Como primeiro passo para a selecção de uma formação geológica adequada 
para acolher a evacuação de residuos radioactivos de longa duração, 
foram iniciadas em 1987 investigações de campo preliminares em quatro 
locais. 
Foram realizados ensaios de perfuração para efeitos de calibração 
sísmica e hidrológicos numa formação de argila (departamento do Aisne). 
0 lançamento de uma nova campanha de ensaios de perfuração numa 
formação xistosa (departamento do Maine e Loire) deu origem a uma forte 
oposição local, que levou o Primeiro Ministro a estabelecer uma 
moratória sobre os trabalhos de campo até ser discutida e aprovada pelo 
Parlamento uma lei sobre a investigação no dominio da evacuação dos 
residuos radioactivos. Esta lei foi aprovada pelo Parlamento no fim de 
1991. Duas das principais disposições da lei são: a construção de 
vários laboratórios subterrâneos em França e a não adopção de qualquer 
decisão definitiva quanto à localização do depósito a grande 
profundidade até estar concluída uma avaliação completa do 
funcionamento dos vários laboratórios (no mais tardar, até 2007). 
Embora não esteja directamente ligado às investigações de campo, foi 
lançado no final de 1990 um programa de investigação "in situ" num 
túnel de 1 885 metros de comprimento em Tournemire no sul da França. 
Este túnel atravessa uma espessa formação de argila (situada sob 
camadas de calcário de 270 m de espessura), cujas condições geotécnicas 
e hidrogeológicas parecem ser representativas das encontradas num 
depósito a grande profundidade. 
Reino Unido 
A NIREX Ltd. do Reino Unido está actualmente a investigar as 
possibilidades de desenvolvimento de uma instalação subterrânea a 
- 33 -
grande profundidade para residuos de fraca e média actividade. Para 
isso, foram feitas investigações geológicas, incluindo perfurações e 
sondagens geofísicas em Sellafield e Dounreay. Em ambos os locais foram 
encontradas formações adequadas de rocha dura, mas Sellafield foi o 
local escolhido para investigações e medições subterrâneas 
circunstanciadas durante a fase de escavação. 0 depósito será 
constituido por uma série de cavernas subterrâneas na rocha dura. A 
construção das cavernas será interrompida, recomeçando durante o 
periodo de funcionamento. A localização preferida é junto à central de 
reprocessamento de Sellafield. 
De acordo com o actual calendário (dependendo ainda da concessão das 
necessárias autorizações), a construção de um depósito para residuos de 
fraca e média actividade a grande profundidade deverá começar no final 
dos anos noventa, com possibilidade de começar a funcionar por volta do 
ano 2005. 
No que respeita à evacuação de residuos de alta actividade, o 
Departamento do Ambiente mantém-se atento aos resultados da 
investigação realizada no estrangeiro. Não foram ainda adoptados 
conceitos específicos nem uma localização definitiva para a evacuação 
de residuos de alta actividade. 
Espanha 
No que respeita à evacuação de combustível gasto proveniente de 
reactores de água natural, e de residuos vitrificados de alta 
actividade, bem como das embalagens de residuos que não estejam 
conformes com os critérios de aceitação de "El Cabril", estão em curso 
desde 1986 investigações preliminares com o objectivo de identificar 
localizações potenciais para depósitos a grande profundidade. 
Paralelamente, foram realizados em 1990 projectos relativos à fase 
preliminar de concepção de um depósito a grande profundidade em dois 
meios geológicos: sal e granito. Espera-se que seja iniciado mais tarde 
um projecto semelhante para formações de argila. 0 principal objectivo 
destes projectos é fornecer resultados suficientes para a selecção de 
conceitos de referência, bem como dados importantes para o processo de 
escolha do local e para o programa de l&D associado. Não se espera o 
inicio do funcionamento do depósito geológico para antes de 2020. 
Passes Bajxos 
Embora a politica dos Países Baixos se baseie na armazenagem 
intermédia a longo prazo (durante 100 anos) de todos os tipos de 
residuos radioactivos (ver secção II1.6.2.1), prossegue o programa de 
investigação 0PLA sobre as opções de evacuação final em formações de 
sal. A natureza genérica deste programa de investigação ainda não 
incluiu a identificação de localizações potenciais para depósitos a 
grande profundidade. Não se espera que comece antes de meados dos anos 
noventa a possivel investigação preliminar de campo junto das 
instalações (incluindo estudos sísmicos e outras investigações de campo 
não destrutivas, como as perfurações geohidrológicas). 
Itália. Portugal. Grécia. Irlanda. Dinamarca 
Desde 1987, não se registam novos desenvolvimentos no que respeita à 
evacuação de residuos radioactivos. 
- 34 -
CAPÍTULO IV 
SEGURANÇA NUCLEAR NA GESTÃO DOS RESÍDUOS RADIOACTIVOS 
IV.1. ACTIVIDADES PRÉ-EVACUAÇÃO 
A segurança nuclear deve ser assegurada em todos os sectores de 
actividade humana ligados à circulação de materiais nucleares e á 
construção, funcionamento e encerramento de centrais nucleares. A 
gestão dos residuos radioactivos e as várias fases em que se processa 
não constituem excepção. 
As instalações e centrais para o tratamento e acondicionamento de 
residuos radioactivos funcionam ao abrigo dos mesmos requisitos gerais 
de segurança que as outras instalações nucleares. Devemos, no entanto, 
assinalar três tipos importantes de avanços registados: 
- A redução do impacto ambiental com a criação de novas centrais de 
tratamento, reduzindo drasticamente as emissões radioactivas no 
ambiente; são exemplo as realizações britânicas em Sellafield e o 
programa francês em curso em La Hague; 
- 0 desenvolvimento continuo de tecnologias e processos para 
caracterização, controlo de qualidade, identificação e 
acompanhamento das formas ou embalagens de residuos produzidos na 
central. Não se trata de uma tarefa ligada à segurança da central em 
si mesma, mas constitui um contributo importante para a segurança 
das operações que se seguem no desenrolar da gestão dos residuos 
(isto é transporte, armazenagem, evacuação); 
- A constante diminuição da exposição profissional resultante de todas 
as operações ligadas à gestão de resíduos radioactivos (triagem de 
residuos, seu tratamento, acondicionamento, manuseamento das 
embalagens de resíduos...). 
A presente situação no que respeita ao transporte de residuos 
radioactivos foi descrita no capítulo II 1.5. Os recentes 
desenvolvimentos de natureza regulamentar, as realizações técnicas, 
nomeadamente em matéria de transporte de combustível gasto, bem como a 
grande experiência adquirida com bons resultados levam-nos a confiar em 
que existe um bom dominio da segurança neste sector. 
A segurança das novas instalações de armazenagem, como a de Borsele 
(Paises Baixos), "El Cabril" (Espanha), ou Dessel (Bélgica) é 
assegurada por uma concepção adequada da sua arquitectura de modo a 
minimizar os riscos de inundação, incêndio, etc. Quando são armazenados 
residuos vitrificados de alta actividade, pratica-se o arrefecimento 
adequado e fiável, minimizando o risco de problemas mecânicos. A titulo 
de exemplo, a introdução de sistema passivos deu à instalação de 
Marcoule uma experiência satisfatória ao longo dos últimos vinte anos, 
ao passo que para a instalação de La Hague (França), foi escolhido o 
sistema da convecção forçada. 
- 35 -
IV.2 EVACUAÇÃO 
IV.2.1 Evacuação a pequenas profundidades 
Por motivos de segurança, a evacuação a oeouenas profundidades é 
limitada aos residuos de fraca e média actividade (tal como se define 
na secção II.2). É praticada em alguns países desde os inicios da 
energia nuclear. 
Inicialmente, os residuos eram enterrados em valas pouco profundas, 
tendo ou não sido previamente acondicionados e/ou embalados. Este 
conceito é agora considerado, de um modo geral, como obsoleto. 
Em resultado dos progressos em matéria de tecnologia, engenharia e 
experiência de funcionamento, foram estudados e/ou implementados 
conceitos mais avançados. 0 conceito da evacuação a pequenas 
profundidades em estruturas especialmente concebidas para o efeito, 
demonstrado pela primeira vez em França ("Centre de la Manche") no 
principio dos anos setenta para residuos radioactivos de fraca e média 
actividade, de curta duração, é agora incluído nas estratégias de 
gestão de residuos radioactivos de todos os países que praticam ou 
pensam vir a praticar a evacuação a pequenas profundidades. 
0 principio em que assenta este conceito é o de isolar os residuos do 
ambiente humano ao abrigo de condições controladas e durante um período 
de tempo suficientemente longo para permitir o decaimento natural da 
radioactivídade, e restabelecer depois o acesso livre ao local. 
Na realidade, este principio só é aplicável se a extensão do período de 
controlo institucional (período de funcionamento da instalação, mais o 
período pós-encerramento) for aceitável à escala humana, isto é, se não 
exceder algumas centenas de anos. 
A aplicação do princípio assenta na utilização de um sistema de 
barreiras múltiplas entre a radioactividade e o ambiente humano. 0 
sistema divide-se geralmente em três componentes principais : 
- a embalagem dos residuos, incluindo as propriedades fisico-quimicas 
dos residuos, as característ iças do material em que são 
incorporados, caso exista, e o comportamento do contentor; 
- o depósito, isto é, as estruturas construídas na instalação de 
evacuação para proteger a embalagem de residuos .- cápsula de 
evacuação, base de betão, outras estruturas de betão, etc.; 
- a geoIog i a do Ioca I em s i. 
É a eficiência combinada destas três barreiras que proporciona a 
contenção da radioactividade em condições normais de funcionamento e 
após encerramento, e que garante que sejam mantidas dentro de limites 
aceitáveis as consequências de qualquer incidente razoavelmente 
previsivel. 
Assim, várias autoridades nacionais de segurança deram a sua aprovação 
nos últimos anos à prática de evacuação de residuos de fraca e média 
actividade a pequenas profundidades em estruturas especialmente 
concebidas. 
36 
Dentro da Comunidade Europeia*28*, este é o caso : 
a. da instalação de Drigg no Reino Unido, na sequência da revisão da sua 
autorização em 1987 pelos departamentos responsáveis; 
b. da instalação de Dounreay no Reino Unido, que tem sido utilizada quase 
exclusivamente para resíduos de fraca actividade produzidos na central de 
Dounreay; 
c. do actual centro de evacuação de resíduos de fraca/média actividade em França 
"Centre de la Manche", desde a sua revisão em 1971; 
d. do centro de evacuação de resíduos de fraca/média actividade "Centre de 
l'Aube", cujo funcionamento foi autorizado pelas autoridades francesas de 
segurança em Dezembro de 1991; 
e. do novo depósito de resíduos de fraca/média actividade de "El Cabril", cuja 
construção foi autorizada pelas autoridades espanholas de segurança no início 
de 1990 e que se espera vir a ser autorizado para funcionamento na primavera 
de 1992. 
Além disso, esta opção está a ser considerada na Bélgica (ver secção ffl.6.3.1). 
IV22, Evacuação a grandes profundidades em formações geológicas 
Em contraste com as barreiras especialmente concebidas, que é pouco provável 
manterem-se inalteradas durante períodos de tempo superiores a alguns séculos, 
algumas formações geológicas (p.ex., a argila, o sal, o granito) provaram ser estáveis ao 
longo de vários milhões de anos, pelo que poderiam constituir uma solução segura a 
longo prazo para a evacuação de resíduos radioactivos contendo radionucl ídeos de 
longa duração. Por esse motivo, está a ser desenvolvida mundialmente a evacuação em 
formações geológicas a grande profundidade para os resíduos radioactivos alfa e de 
alta actividade. 
A evacuação segura destes resíduos, nomeadamente no que se refere à necessidade de 
proteger o homem e o ambiente no futuro mais longínquo, é um motivo de grande 
preocupação em todos os países produtores de energia nuclear, nomeadamente na 
Comunidade Europeia. É também uma questão que preocupa os outros países, que 
utilizam materiais radioactivos apenas para fins médicos, industriais ou de investigação. 
A segurança de um sistema de evacuação para resíduos de longa duração deve ser 
analisada e demonstrada durante períodos de tempo muito superiores ao horizonte 
normal do planeamento social e técnico, de modo a obter autorizações de construção e 
de funcionamento para um depósito de resíduos radioactivos. No entanto, é posta em 
questão a viabilidade desta análise e surge frequentemente o cepticismo quanto à 
validade dos seus resultados. 
É óbvio que se torna impossível ter uma prova absoluta do comportamento 
permanentemente seguro de lodos os sistemas técnicos. Assim, o que se espera e 
deseja é um processo científico e regulador que considere devidamente os factores que 
possam afectar de modo importante a segurança e, desse modo, constitua uma base 
para se decidir se o sistema proposto de evacuação de resíduos pode ou não ser 
considerado suficientemente seguro a longo prazo. 
(28) As instalações de evacuação projectadas na Carolina do Norte, Illinois e Pensilvânia nos EUA 
são exemplos de evacuação a pequenas profundidades em estruturas especialmente concebidas, 
fora da Comunidade Europeia. 
- 37 -
Resumimos seguidamente os progressos feitos na Comunidade no 
desenvolvimento de processos e meios científicos para avaliar a 
segurança a longo prazo da evacuação, e apresentamos os resultados 
obtidos até agora, bem como a opinião dos peritos da CE e da comunidade 
científica internacional. 
A avaliação de segurança 
Uma avaliação de segurança pode ser definida como uma análise do 
comportamento seguro do sistema global de evacuação dos residuos e do 
seu impacto potencial sobre o ser humano e o ambiente, seguida da 
comparação dos resultados com normas de segurança adequadas. 
0 leque de situações futuras possíveis a considerar é definido 
utilizando cenários baseados na imaginação humana e em juízos 
científicos, associados ao conhecimento actual dos sistemas naturais 
(ver considerações sobre análogos naturais) e barreiras feitas pelo 
homem. 
Em seguida, são utilizados modelos de previsão para avaliar e 
quantificar os efeitos dos processos-chave, determinando o 
comportamento dos sistemas de evacuação de residuos radioactivos, e 
para avaliar as possíveis consequências radiológicas ao longo do tempo. 
Uma condição importante para a modelização com sucesso é a existência 
de dados adequados, relevantes para o sistema em análise, e de uma boa 
compreensão de base das propriedades físíco-quimicas relevantes dos 
constituintes do sistema e da respetiva evolução. Este é um dos 
principais objectivos do actual programa de investigação, como se 
indica na secção II 1.2.1. 
0 aumento dos esforços para melhorar a avaliação de segurança tem sido 
impressionante nos últimos anos. 
Todos os países com um programa electronuclear significativo 
desenvolveram competências na área da avaliação de segurança e 
elaboraram ou estão a elaborar metodologias adequadas. 
Dentro da Comunidade Europeia, a Comissão lançou em 1982 um grande 
projecto multinacional (PAGIS : Avaliação de Segurança de Sistemas 
Geológicos de Isolamento), integrado no seu programa de l&D no domínio 
dos residuos radioactivos, para dar apoio a este desenvolvimento nos 
Estados-membros interessados, para harmonizar as várias abordagens 
metodológicas e para permitir a divulgação dos resultados. 
Todos os Estados-membros interessados participaram ou estiveram 
associados a este projecto, que ficou concluído em 1989. 
Foi elaborada uma metodologia com a participação e o consenso de uma 
larga maioria dos cientistas da Comunidade Europeia que trabalham nos 
vários domínios desta actividade multidisciplinar, sendo essa 
metodologia aplicada ao caso dos depósitos de residuos de alta 
actividade a grandes profundidades. 
No âmbito das hipóteses formuladas, os resultados apresentados na 
Conferência da CEE em Madrid em 1989 mostram não haver libertação de 
radioactividade á superfície de nenhum dos locais de implantação 
estudados durante um período de, pelo menos, 10 000 anos, e apontam 
para emissões eventualmente insignificantes num futuro muito afastado. 
A metodologia desenvolvida durante o projecto PAG IS pode ser, e já é em 
alguns Estados-membros, a base para a avaliação de comportamento 
necessária no futuro, quando poderá ser realizada com modelos e dados 
aperfeiçoados, obtidos na investigação de cada instalação especifica. 
- 38 -
Estas realizações, a par das obtidas fora da CE, levaram a comunidade 
cientifica internacional a exprimir uma opinião colectiva em 1990^29^ 
"dispomos hoje de métodos de avaliação de segurança para apreciar 
devidamente os Impactos radiológicos potencla/s a longo prazo sobre os 
seres humanos e o ambiente de um sistema de evacuação de resíduos 
radioactIvos cuidadosamente concebido "; 
"e a utilização adequada dos métodos de avaliação de segurança, aliados 
a uma Informação suficiente sobre os locais propostos para a evacuação, 
pode fornecer a base técnica para decidir se os sistemas específicos de 
evacuação oferecem ou não a sociedade um nível satisfatório de 
segurança para as gerações actuals e futuras". 
Continuam os trabalhos nesta área para o desenvolvimento futuro de 
métodos de avaliação de segurança e para a recolha e avaliação de dados 
sobre os locais propostos para a evacuação. 
Análogos naturais : uma prova adicional da segurança 
Tal como já vimos, uma questão central na avaliação do comportamento a 
longo prazo e da segurança de uma instalação de evacuação de resíduos 
radioactivos é a capacidade de se prever de forma fiável a natureza e o 
efeito de processos e fenómenos geológicos num futuro longínquo. 
A extrapolação de dados laboratoriais, geralmente obtidos ao longo de 
meses ou, no máximo, de alguns anos, para tempos reais no futuro é, 
obviamente, um problema. 
Os processos estudados em laboratório consideram aspectos específicos 
da mobilização dos radionuclideos presentes nos residuos e do seu 
subsequente transporte nas águas subterrâneas. Felizmente, quase todos 
os processos de interesse podem também ser observados no ambiente 
natural, embora possam envolver elementos diferentes e diferentes 
regimes geoquímicos e hidroquímicos. Existe, pois, a oportunidade de 
utilizar análogos naturais para a avaliação destes processos ao longo 
de escalas de tempo geológicas. 
Já há muitos anos que os Estados-membros investigam os sistemas 
naturais (bem como os análogos arqueológicos e históricos) dentro e 
fora da Europa. Alguns deles participaram também em grandes projectos, 
como os depósitos de urânio de Alligator River, Poços de Caldas e Cigar 
Lake, na Austrália, Brasil e Canadá, respectivamente. 
Desde 1985, a Comissão dá apoio ao estudo dos análogos naturais através 
do seu programa de l&D no dominio dos resíduos radioactivos e 
proporcionando um fórum internacional (o Grupo de Trabalho sobre 
Análogos Naturais) onde é apresentada e discutida a experiência obtida 
a nivel mundial nesta área. 
Acumularam-se as provas da capacidade de segregação e retardação pelos 
sistemas naturais, contribuindo assim para o aumento da confiança no 
conceito da evacuação em camadas geológicas profundas. 
(29) Opinião colectiva sobre "Evacuação de resíduos radioactivos : 
possibilidade de avaliar a segurança a longo prazo"/AEN/CCE/AIEA, Paris 
1990. 
- 39 -
A Comissão prossegue este esforço no êmblto do quarto programa 
comunitário de Investigação no domínio dos resíduos radioactivos e 
contribui financeiramente para alguns estudos nesta área, nomeadamente 
para a análise do reactor natural de Oklo (Gabão), efectuada pelo 
'Commissariat à l'Energie Atomique" da França, a que se estão a 
associar outros países. 
O processo regulador 
Para a selecção de um local de Implantação e até à fase final de 
autorização de um depósito, todo o processo circunstanciado de 
demonstração da segurança do sistema tem normalmente que ser definido 
numa base caso a caso : pode, por Isso, divergir de país para país. Em 
todos os casos, Implica a responsablIIdade de vários organismos, como 
se descreve na secção III .1. As agências e os organismos executivos 
enumerados no Quadro X são responsáveis pelo fornecimento de todos os 
elementos necessários para satisfazer as autoridades de segurança 
competentes, de forma a que a Instalação preencha uma série de 
crItérlos pré-estabelecIdos. 
- 40 -
CAPITULO V 
MEDIDAS REGULADORAS E POLITÍCAS EM CURSO 
V.1 MATERIAIS QUE APRESENTAM UMA ACTIVIDADE MUITO FRACA 
As medidas reguladoras existentes a nivel internacional, comunitário e 
nacional, relativas à protecção dos trabalhadores e do público contra 
as radiações ionizantes, definem muito claramente as condições para o 
tratamento, acondicionamento, armazenagem, transporte e evacuação dos 
materiais radioactivos. 0 âmbito dessas medidas reguladoras é definido 
de acordo com a radioactIvidade dos materiais a considerar. 
Existe na maior parte dos regimes reguladores uma "área cinzenta" em 
que os residuos radioactivos de fraca actividade atingem níveis de 
actividade (e de radiotoxicidade) próximos ou iguais aos existentes em 
muitas substâncias que ocorrem naturalmente. Isto deve-se ao facto de 
as actividades de controlo se concentrarem principalmente em áreas de 
risco mais elevado, de forma a optimizar os níveis de protecção. 0 
grande número de práticas que envolvem quantidades ínfimas de materiais 
radioactivos e a grande variedade de indústrias que podem estar 
envolvidas são factores que explicam também esta situação^30). 
Muitas destas práticas na medicina, investigação e indústria têm sido 
regulamentadas pelas autoridades nacionais competentes; os residuos 
radioactivos produzidos são isentos de controlo regulamentar quando 
preenchem os critérios de isenção correspondentes. No entanto, a 
regulamentação nacional difere consideravelmente de pais para pais. 
A nível comunitário, a isenção de apresentar relatório às autoridades 
nacionais competentes e de solicitar autorização prévia para qualquer 
prática que envolva substâncias radioactivas é definida nas Normas 
Básicas de Segurança Euratom (Directiva 80/386, alterada em 1984). a 
directiva em questão quantifica os limites para cada envio de 
substâncias radioactivas, dependendo da radiotoxicidade das 
substâncias. Estabelece também um limite geral de concentração de 
100 Bq/g, que aumenta para 500 Bq/g no caso das substâncias 
radioactivas sólidas naturais. Os materiais que contêm substâncias em 
quantidades e concentrações superiores a estes limites só podem ser 
libertados após autorização das autoridades. No entanto, estes valores 
não devem ser considerados como volumes admissíveis para uma evacuação 
não controlada de resíduos. 
No que respeita ao sector nuclear, o desmantelamento de instalações 
obsoletas é uma prática que está a ser desenvolvida e irá produzir 
grandes quantidades de escórias, na sua maioria constituídas por 
materiais de muito fraca radioactividade (ver secção il 1.3.3b). A nivel 
da CE, foram publicadas recomendações sobre os "critérios de protecção 
contra as radiações para a reciclagem de materiais 
(30) Residuos de análises e tratamentos médicos, resíduos provenientes de 
institutos de investigação, produtos de consumo descartados, como 
detectores de fumo e válvulas electrónicas gastas, residuos 
provenientes da indústria de pintura luminosa, etc. ... 
- 41 -
provenientes do desmantelamento de instaJacões nucleares^31), sob os 
auspícios do grupo de peritos da Comunidade, definidos no artigo 31o do 
Tratado Euratom. Essas recomendações encontram-se actualmente em fase 
de revisão e serão alargadas de forma a incluir materiais como o aço, o 
cobre e o alumínio; posteriormente, será também incluído o betão. 
Trata-se de recomendações de carácter exclusivamente cientifico. A 
nivel dos Estados-membros, a maior parte das decisões sobre a isenção 
dos residuos de fraca actividade dentro do ciclo do combustível nuclear 
são adoptadas pelas autoridades competentes numa base caso a caso. 
De um modo geral, a situação em matéria de isenção de controlo 
regulamentar para os materiais de fraca radioactividade não é 
satisfatória. Por esse motivo, as actividades no sentido da criação de 
regras coerentes e cientificamente correctas foram aumentando ao longo 
das últimas décadas; várias autoridades nacionais responsáveis pela 
segurança e organizações internacionais (AIEA, OCDE/AEN, OMS)(32* 
estão a estudar os critérios de isenção do controlo regulamentar -
parcial ou total - para as fontes e práticas de radiações. Entretanto, 
vários Estados-membros já prepararam ou estão a preparar medidas 
legais. Devemos sublinhar que a harmonização das medidas nacionais é 
fortemente recomendada de modo a garantir um nivel equivalente de 
protecção dentro da Comunidade. A aproximação do mercado único faz 
aumentar a necessidade dessa harmonização. 
Finalmente, devemos notar, como já o fizemos no Capítulo II, que alguns 
processos industriais que conduzem a uma maior concentração de isótopos 
de ocorrência natural (por exemplo, o tratamento de minérios de 
fosfatos)^33) estão em geral isentos de apresentação de relatório às 
autoridades nacionais de segurança competentes, ou não estão incluídos 
nas listas de práticas que envolvem materiais radioactivos. Poderá 
haver motivo de preocupação quanto às consequências radiológicas da 
evacuação de alguns desses materiais. Vários países estão a 
desenvolver, embora em fases diferentes, inventários e estratégias de 
gestão para estes residuos, e serão adoptadas, se necessário, as 
medidas adequadas. 
V.2 EQUIVALÊNCIA DE RESÍDUOS RADIOACTIVOS 
Alguns pai ses estão a processar ou acondicionar residuos provenientes 
do estrangeiro, em resultado de acordos comerciais ou em consequência 
de contratos de reprocessamento de combustível gasto. 
Para além de qualquer possivel politica nacional do pais receptor em 
matéria de evacuação de residuos radioactivos, a reexpedição para o 
pais de origem de residuos exactamente idênticos, na sua totalidade, 
após tratamento e acondicionamento adequado poderá ser, em alguns 
casos, tecnicamente impossível, ou mesmo contraproducente do ponto de 
vista da segurança radiológica (manuseamento desnecessário de 
(31) CCE, Série Protecção contra as Radiações, Publicação no 43, Dezembro de 
1988. 
(32) SÉRIE SEGURANÇA DA AIEA, no 89 "Princípios para a isenção de controlo 
regulamentar para fontes e práticas de radiações" (1988). 
(33) Ver nota (5), pág. 6. 
- 42 -
materiais radioactivos, por exemplo). Nessa situação, poder-se-á 
considerar, ou ser mesmo forçado a fazê-lo, o reenvio de um "resíduo 
equivalente". 
Isto deverá ser efectuado no âmbito de um quadro regulador adequado, a 
aprovar pelas partes interessadas. 
A equivalência dos residuos radioactivos ainda não foi tratada a nivel 
da regulamentação internacional nem nacional. 0 Conselho de Ministros 
da CE afirmou em 1990(34) a necessidade de se estabelecerem princípios 
orientadores adequados, na sua conclusão sobre um relatório da Comissão 
que focava esta questão*35*. 
V.3 INFORMAÇÃO E PARTICIPAÇÃO DO PÚBLICO 
Durante os últimos anos, têm sido feitos grandes esforços pelas várias 
autoridades nacionais e/ou os operadores de residuos, e ainda pela 
Comissão das Comunidades Europeias, dentro dos limites da sua 
competência, no sentido de : 
- informar o público sobre as grandes instalações nucleares e as 
descargas de residuos radioactivos que lhes estão associadas; 
- promover a participação do público no processo de decisão quanto à 
criação de novas instalações para residuos radioactivos ou sua 
evacuação. 
No que respeita às instituições da Comunidade Europeia, entrou em vigor 
em Julho de 1988 uma Directiva que estabelece, entre outras coisas, que 
os Estados-membros devem providenciar para que : 
- todos os pedidos de autorização de novos projectos e todas as 
informações em apoio dos mesmos devam ser acessíveis ao público; 
- o público tenha a oportunidade de dar a conhecer a sua opinião antes 
do inicio do projecto. 
A Comissão enviará ao Conselho e ao Parlamento em 1993 um relatório 
sobre a aplicação e a eficácia desta directiva. 
Em muitos casos, o público tem acesso ás propostas de criação destas 
instalações (Reino Unido, etc.) e, no caso dos projectos de maior 
importância, faz-se muitas vezes a sondagem pública, que : 
- torna acessíveis ao público as informações relativas ao projecto em 
vista; 
- recolhe os comentários e objecções por parte do público, para estudo 
pela administração nacional competente. 
(34) Conclusões da 1464a, Reunião do Conselho, de 18 e 19 de Dezembro de 
1990, Comunicado de imprensa 10871/90 (232). 
(35) "Equivalência de residuos radioactivos", Série Euradwaste no 3, 
relatório EUR 12879 - Serviço de Publicações Oficiais da CE, Luxemburgo 
1990. 
- 43 -
Na maior parte dos casos, o processo de sondagem pública tem base 
legal; pode ser obrigatória (República Federal da Alemanha, Espanha, 
França, Pai ses Baixos) ou, como no Reino Unido, cabe ao Governo decidir 
caso a caso quanto à sua utilização. Além disso, uma recente lei 
francesa*36^ exige a constituição de um comité local de informação e 
supervisão, onde estarão representadas todas as partes interessadas, na 
zona de implantação de cada laboratório subterrâneo de evacuação. 
Para além das informações prestadas ao público através de brochuras 
(caso da campanha de informação nos Países Baixos em 1987) ou da 
divulgação de documentos oficiais, vários Governos (República Federal 
da Alemanha, Espanha, Reino Unido) apresentam relatórios com 
regularidade variável aos Parlamentos nacionais sobre a produção de 
residuos e/ou a gestão dos residuos radioactivos nos respectivos 
países. Estes relatórios são colocados à disposição do público. De 
acordo com a recente lei já referida, o Governo francês apresentará 
igualmente um relatório anual ao Parlamento sobre a investigação no 
dominio da gestão dos residuos de alta actividade e dos residuos alfa. 
(36) Lei no 91-1381, de 30 de Dezembro de 1991, sobre a investigação no 
domínio da gestão dos residuos radioactivos. 
QUADRO I 
RESÍDUOS RADIOACTIVOS RESULTANTES DA UTILIZAÇÃO DE 
ISÓTOPOS NA MRDTriNA. INDUSTRIA E INVESTIGAÇÃO EM GERAL (m 3) 
(resíduos líquidos e sólidos expedidos para armazenagem intermédia) 
PAÍS 
BÉLGICA 
DINAMARCA 
ALEMANHA 
IRLANDA 
ESPANHA 
FRANÇAw 
GRÉCIA 
ITÁLIA 
PAÍSES BADCOS 
PORTUGAL 
REINO UNIDO 
(2) 1991-19957 
370 
100 
5 100 
algumas^ 
dezenas 
210 
5000 
100 
4 500 
1600 
20 
4960 1996-2000 
370 
100 
5 100 
algumas*3' 
dezenas 
210 
5000 
algumas 
dezenas 
4 500 
1600 
30 
3 030 2001-2010 
740 
200 
10 2000 
420 
10 000 
algumas*5' 
dezenas 
9000 
3200 
80 
5 610 2011-2020 
740 
100 
10 200* 
420 
10 000 
algumas 
dezenas*3' 
9000 
3200 
100 
5 610 
1) Volumes de resíduos antes do tratamento e acondicionamento. 
2) Corresponde aos períodos de 1990-1994, 1995-1999, 2000-2009, 2010-2019. 
3) Não acondicionados e mantidos no local da produção. 
4) Extrapolação dos valores dados para o período até ao ano 2000. 
5) Por período de cinco anos. 
QUADRO II 
TtFSfniIOS EM: SITUAÇÃO DE APMA7TnsiAGEM INTERMÉDIA PRODUZIDOS 
ATÉ 1991. TRATADOS E ACX)NDiaONADOS OU QUE SE 
PRESUME ESTAREM ACONDICIONADOS *> 
PAÍS 
Bélgica 
Alemanha 
Espanha 
França 
Itália" 
Países Baixos 
Reino 
Unido 
Dinamarca 
Portugal 
Grécia Quantidades de resfcliios em armazenagem intermédia (m*) 
Craca 
activi­
dade 
6000 
43 900 
15 000 
0 
10 400 média 
activi­
dade 
-
z> 
-
0 
720 
3 100 
7930 
700* 
50 
100 18 470 
50^ 
-
50 alfa 
3000 
9 
-
60400 
190 
65 550 
-
-
-alia 
activi­
dade 
160 
500 
-
1040 
15 
710 
-
-
-Comentários 
Dados em 13.1990 
MLW incluídos 
nosLLW 
MLW incluídos 
nosLLW 
MLW incluídos nos LLW 
Resíduos ana são os MLW com 
iima actividade aha 
>10 GBq/m* quando sob a 
forma de resíduos 
acondicionados 
Resíduos aha incluídos nos 
MLW 
1) A maior parte dos resíduos alfa e resíduos de alta actividade (armazenados na forma líquida) ainda não estão 
acondicionados. Para uniformidade na apresentação, os volumes indicados no presente quadro são os que poderiam ser 
obtidos por acondicionamento dos resíduos pelos métodos actualmente disponíveis. 
2) Parcialmente incluídos nos resíduos de fraca actividade (como "resíduos sem geração de calor") e nos resíduos de alta 
actividade (como "resíduos geradores de calor"). 
3) As quantidades não acondicionadas em armazenagem intermédia são : 12 195 m3 de LLW (11 620 m3 sólidos e 575 m3 
líquidos); 585 m3 de MLW sólidos; 356 m3 alfa (346 m3 sólidos e 10 m3 líquidos); 120 m3 de HLW sólidos. 
As quantidades acondicionadas em armazenagem intermédia são : 3 610 m 3 de LLW e 345 m 3 de MLW. 
É assumido um factor de redução do volume de 3 a 5 para os resíduos sólidos a compactar e um factor de redução de 1/2 
para os LLW líquidos. 
Os valores não incluem cerca de 5000-7000 mJ de resíduos não acondicionados provenientes da actividade médica, industrial 
e investigação não nuclear. 
4) Só metade do volume é constituída efectivamente por resíduos, o restante é a camada de betão envolvente nas unidades de 
armazenagem dos resíduos. 
5) Armazenados na maior parte sem acondicionamento, em contentores de aço inoxidável, tambores ou outros tipos de 
recipientes. 
Vff 
QUADRO ffl 
RESÍDUOS DE FRACA E MÉDIA ACTIVIDADE EVACUADOS ATÉ 1991 COM 
PRODUTOS DE ACONDICIONAMENTO E EMBALAGEM PERDIDA 
PAÍS 
Bélgica 
Alemanha 
Espanha 
França 
Itália 
Países Baixos 
Reino Unido Quantidades de resíduos (m3) 
Fraca 
activi-dade Média 
activi­
dade 
15 000 
96 
42 000 260 
14 3003) 
-
9900 
464 500 
23 
8 700 
26 000 
775 000 
14 000 Modo de evacuação 
Imersão1} 
Imersão1* 
Enterramento 
profundo 
Enterramento profundo 
Imersão4) 
Evacuação perto da 
superfície 
Imersão1* 
Imersão1* 
Imersão1} 
Enterramento perto da 
superfície 
Enterramento perto da 
superfície Localização 
Atlântico Norte 
Atlântico Norte 
Mina de sal de 
Asse2) 
Mina de sal de 
Morsleben 
Atlântico Norte 
"Centre de la 
Manche" 
Atlântico Norte 
Atlântico Norte 
Atlântico Norte 
Drigg 
Dounreay 
Moratória relativa à imersão no oceano desde 1983 
Em funcionamento entre 1967 and 1978 
Valores até 1990 
Campanhas experimentais em 1967 e 1969 
QUADRO IV 
PROGRAMAS FJ JOTRONIOT KARES NOS ESTADOS-MEMBROS 
DA COMUNIDADE EUROPEIA 
PAÍS 
Bélgica 1} 
Alemanha 
Espanha ** 
França ** 
Itália 3* 
Países Baixos 4* 
Reino Unido ** Potência líquida instalada no fim do ano 
(GWe) 
(Unicamente as centrais em funcionamento ou 
decididas) 
1990 
5,4 
23,6 
7,1 
62,7 
1,1 
0,5 
11,4 1995 
5,4 
23,6 
7,1 
62,2 
0,5 
10,0 2000 
5,4 
23,6 
7,1 
[63,3] 
0,5 
9,5 2010 
5,4 
25,0s* 
17,5 
[63,3] 
5,4 2020 
3,6 
25,0s* 
17,5 
[63,3] 
1,2 
1) O plano geral de electricidade é aplicável até ao ano 2000; não há estimativas para além deste período. 
2) O presente programa nuclear vai apenas até ao ano 2000. Não existem disposições para além desta 
data. 
3) 1,1 GWe instalada, mas não em funcionamento. 
4) O desenvolvimento de programas electronucleares terá de ser revisto. 
5) Ia linha : centrais de potência em funcionamento e com substituição de velhas centrais desafectadas. 
2a linha: idem, sem substituição. 
6) Será revisto em 1994. 
7) Os valores entre parêntesis são dados para efeitos de homogeneidade com valores semelhantes noutros 
países. Não tomam em conta as centrais de potência planeadas, que figuram na previsão do Plano 
Francês de Energia : 633 a 663 GWe em 2000/74,2 a 80,8 GWe em 2010/e 80 a 95 GWe em 2020. 
QUADRO V 
PRODUÇÃO DE RESÍDUOS DE FRACA ACTIVIDADE, TRATADOS E ACONDICIONADOS 
NOS DIVERSOS ESTADOS-MEMBROS DA COMUNIDADE 
(Centrais em funcionamento ou decididas - hipóteses no Quadro IV, instalações do ciclo do combustível 
associadas, investigação em energia nuclear) 
País 
Bélgica 
Alemanha2* 
Espanha'* 
França 
Itália;j 
Países Baixos 
Reino Unido'* 
Dinamarca Quantidades de resíduos acumulados em cada período indicado (m3) 
19914995 1996-2000 2001-2010 2011-2020 Comentários 
3 130 
35 000-50 000 
11000 
160 000 
3 100 
(3 100+0) 
2400 
137 530 
(104 550+32 980) 
-4 230 
50 000-71 000 
10 000 
(8 500+1 500) 
160 000 
2 700 
(1 900+800) 
2400 
106 230 
(65 200+41 030) 
-15 785 
97 000 
(83 000+14 000) 
17 000 
(15 700+1 300) 
300 000 
4 300 
(3 500+800) 
j) 
256 730 
(77 360+179 370) 
-15 060 
97 000 
(83 000+14 000) 
40 000 
(14 600+25 400) 
300 000 
7000 
(500+6 500) 
j) 
143 330 
(12 830+130 500) 
150O5* inclui em parte 
MLW e resíduos 
alfa 
incl. MLW 
incl. MLW 
períodos 
90-94, 95-99, 
etc 
É dada entre parêntesis a repartição entre o volume de resíduos de instalações em funcionamento (Ia página) e volume de resíduos da desactivação de 
instalações (2a página). 
Estimativas superiores e inferiores. 
Desactivação possível do reactor de investigação DR3. 
Ver nota 4 ao Quadro IV. 
w 
QUADRO VI 
PRODUÇÃO DE RESÍDUOS nF. MÉniA AmiVlDADE DE TODAS 
AS ORIGENS. TRATADOS E ACONDICIONADOS EM DIVERSOS 
ESTADOS-MEMBROS DA COMUNIDADE 
(Centrais em funcionamento ou decididas - hipóteses no Quadro IV) 
País 
Bélgica9 
Alemanha 
Espanha 
França 
Itália 
Países 
Baixos 
Reino9 
Unido 
Dinamarca Quantidades de resíduos acumulados em cada período indicado(m3) 
1991-1995 
2500 
(2450+50) 
-
-
-
205 
-
12240 
(7240+5000) 
100 1996-2000 
2754 
(2704+50) 
-
-
-
120 
250 
11540 
(6400+5140) 
5 2001-2010 
6724 
(6624+100) 
-
-
275 
250 
23010 
(11560+11450) 
5 2011-2020 
5730 
-
-
-
18100 
(6270+11830) 
-Comentári 
os 
1) 
1) 
1) 
4) 
2) 
Períodos: 
90-94, 
95/99 etc. 
incl. 
resíduos 
alfa 
1) De acordo com as práticas de gestão aphcadas neste país, este resíduo é contabilizado 
noutras categorias de resíduos. 
2) Resíduos resultantes de combustível reprocessado no estrangeiro, proveniente das 
actuais centrais. 
3) Ver nota (1), Quadro V. 
4) Resíduos resultantes de combustível reprocessado no estrangeiro, proveniente de centrais 
encerradas. 
so 
QUADRO VH 
PRODUÇÃO DE RESÍDUOS ALFA, TRATADOS E ACONDICIONADOS 
EM DIVERSOS ESTADOS-MEMBROS DA COMUNIDADE 
(Centrais em funcionamento ou decididas - hipóteses no Quadro IV 
País 
Bélgica 
Alemanha9 
Espanha 
França 
Itália 
Países Baixos 
Reino * 
Unido Quantidades de resíduos, acumulados em cada período indicado (m3) 
1991-1995 
190 
-
-
13640 
10 
16350 
(12000+4350) 1996-2000 
540 
-
-
14060 
60 
18620 
(14230+4390) 2001-2010 
2890 
-
-
36110 
70 
20470 
(11960+8500) 2011-2020 
2430 
40 
36110 
20 
9550 
(1080+8470) Comentá­
rios 
4) 
1) 
Perío­
dos: 
90-94,95-94 
etc. 
1) Incluindo resíduos resultantes de combustível reprocessado no estrangeiro, proveniente 
das centrais actuais. 
2) Ver nota 1}, Quadro V. 
3) De acordo com as práticas de gestão aplicadas neste país, este resíduo c contabilizado 
noutras categorias de resíduos. 
4) Não se prevê a produção de quantidades significativas de resíduos em resultado 
da actividade de investigação no domínio da energia nuclear. 
SI 
QUADRO Vin 
PRODUÇÃO DE RESÍDUOS DE ALTA ACTIVIDADE. TRATADOS E 
ACONDICIONADOS EM DIVERSOS ESTADOS-MEMBROS 
DA COMUNIDADE 
(Centrais em funcionamento ou decididas - hipóteses no Quadro IV) 
País 
Bélgica 
Alemanha^ 
Espanha 
França 
Itália4 
Países Baixos" 
Reino 
Unido * Quantidades de resíduos acumulados em cada período indicado (m3) 
1991-1995 
45 
1310-1510 
-
510 
10 
-
170 1996-2000 
54 
1310-1510 
-
540 
5 
20 
260 2001-2010 
180 
2620-3020 
(5) 
-
1980 
25 
25 
130 2011-2020 
180 
2620-3020 
(5) 
36 
2190 
-
-
-Comentários 
Períodos 1990-
1994,1995-1999, 
etc. 
1) Resíduos resultantes de combustível reprocessado no estrangeiro, proveniente das actuais 
centrais electronucleares. 
2) Estimativas superiores e inferiores. Esta categoria inclui, em parte, resíduos de média 
actividade e resíduos alfa. 
3) Unicamente em resultado do reprocessamento de combustível do Reino Unido. 
4) Resíduos resultantes do reprocessamento de combustível no estrangeiro proveniente de 
centrais encerradas. 
5) Extrapolado a partir dos valores dados para o período até ao ano 2000. 
S 4 
QUADRO DC 
COMBUSTÍVEL GASTO DESCARREGADO NOS ESTADOS-MEMBROS DA 
COMUNIDADE EUROPEIA 
País 
Bélgica 
Alemanha 
Espanha 
França 
Itália ** 
Países 
Bancos 
Reino 
Unido 
Dinamarca Tipo de 
reactor 
LWR 
LWR 
LWR 
GGR 
LWR 
GGR 
FBR 
LWR 
GGR 
LWR 
GGR 
AGR 
LWR 
FBR Quantidade de combustível descarregado em cada período 
indicado (MTHM) ;; 
- Centrais em funcionamento e/ou decididas 
hipóteses no Quadro IV) 
até fim 
de 1990 
850 
3865 
975 
445 
6650 
4340 
342 
1353 
75 
0.2 1991-1995 
550 
2450 
800 
447 
5120 
1850 
65 
137 
73 
75 
4000 
1100 
0 1996-2000 
550 
2215 
855 
5330 
72 
75 
4000 
1200 
150 
0 2001-2010 
1100 
45005; 
4100 
1510 
10820 
140» 
2) 
23003 
15003 
1503 
0 2011-2020 
770 
55O09 
3200 
1090 
11000 
1405' 
2) 
3) 
0 
1) MTHM : Metric tons of heavy metal 
2) Ver notas 3) e 4) ao Quadro IV 
3) Dados disponíveis só até 2005 
4) Fim das descargas planeado para 1991 
5) Estes dados referem-se a reactores em funcionamento e não pressupõem decisões quanto ao 
futuro do FBR 
6) Ia linha : Centrais em funcionamento, com substituição das velhas centrais desafectadas 
2a linha : idem, sem substituição 
* LWR: 
GGR: 
AGR: 
FBR: Reactor de água natural 
Reactor arrefecido a gás, moderado a grafite 
Reactor avançado arrefecido a gás 
Reactor rápido reprodutor 
QUADRO X 
ORGANISMOS EXECUTIVOS ENCARREGADOS, NO TODO OU EM PARTE, DA GESTÃO DOS 
RESÍDUOS RADIOACTIVOS NOS ESTADOS-MEMBROS DA COMUNIDADE 
(ver significado das siglas no anexo) 
País 
BÉLGICA 
DINAMARCA 
REPÚBLICA 
FEDERAL DA 
ALEMANHA 
FRANÇA 
ESPANHA 
GRÉCIA Orsjantsmo 
CXBCUÍNO 
ONDRAF/ 
NTRAS 
publico criado 
em 80-81 Acaadicjo-
namentodos 
resíduos 
Em complemento 
nos operadores da 
indústria Estabelecimento de 
especificações e de 
critérios de 
qualidade 
X Controlo de 
qualidade 
X Estudo dos locais, 
ptojecto, construção 
e gestão dos centros 
de evacuação 
X Estudos de 
estratégias de 
gestão 
X Transporte dos 
resíduos 
X Armazenagem 
íffiiitinAiLi fofa 
das instalações de 
produção 
X 
O laboratório nacional de RISO assegura, de acordo com o Serviço Nacional de Saúde, serviços relativos à recolha e à armazenagem dos resíduos radioactivos dos 
hospitais e da indústria. 
Inspectoria de 
Instalações 
Nucleares 
PTB 
Amissão 
"Resíduos" foi 
confiada a este 
organismo 
federal em 
1976 
ANDRA 
Dúblico 
set upon 
07.11.79 
ENRESA* 
Dúblico criado 
em 
1984 (a cargo da 
indústria) 
(a cargo da 
indústria) 
X 
(em circustâncias 
determinadas) X 
PTB 
X 
X X 
PTB 
X 
X X 
(DBE actua pelo 
PTB) 
X 
X X 
X 
X Realização 
pela indústria 
após 
autorização do 
PTB 
X 
(parcial­
mente) 
X Pela indústria 
e/ou em centros 
dos Estados 
federais 
(Landessammelst 
ellen) 
X 
O controlo da armazenagem 6 realizado pelos ministérios interessados, em cooperação com a Comissão da Energia Atómica e o Centro de Investigação de 
Demokritos. 
* Incluindo combustível gasto 
QUADRO X (conL) 
ORGANISMOS EXECUTIVOS ENCARREGADOS, NO TODO OU EM PARTE, DA GESTÃO DOS RESÍDUOS RADIOACTIVOS 
NOS ESTADOS-MEMBROS DA COMUNIDADE 
(ver significado das siglas no anexo) 
País 
IRLANDA 
ITÁLIA 
PAÍSES BAIXOS 
PORTUGAL 
REINO UNIDO Organismo 
executivo Aconâxâona-
mcolo 
dos resíduos Estabeled-
menio de es­
pecificações e 
de critérios de 
qualidade Controlo de 
qualidade Estudo dos locais 
projecto, 
construção e 
gestão dos 
centros de 
evacuação Estudos de 
estratégias de 
gestão Transporte 
dos resíduos Armazenagem 
intermédia fixa 
das instalações de 
produção 
0 "Nuclear Energy Board" é responsável pela regulação da para a armazenagem e evacuação dos resíduos radioactivos provenientes da indústria, dos 
laboratórios de investigação e dos hospitais, de acordo com o Statutory Instrument 166/1977 
NUCLECO* 
Semi-público 
criado em 1981 
COVRA 
privado 
criado em 
Dezembro 1982 Produtores de 
resíduos 
(ENEA & ENEL) 
e 
NUCLECO 
X** ENEA-DISP 
(Direcção 
Segurança 
Nuclear e 
Protecção 
contra 
Radiações 
X ENEA-
DISP 
X Gestão centro ENEA Operadores 
comerciais 
(sob o 
controlo 
ENEA-
DISP) 
X** X 
(para resíduos 
das actividades 
médicas, 
industriais e de 
investigação) 
X**** 
A recolha, embalagem e armazenagem dos resíduos radioactivos provenientes de laboratórios de investigação, dos hospitais e da indústria são assegurados 
pelo Departamento de Protecção e de Segurança Radiológica do Laboratório Nacional de Enegenharia e Tecnologia Industrial (LNETI) em Sacavém. As 
autoridades nacionais competentes são a Direcção-Geral de Cuidados Primários de Saúde do Ministério da Saúde (Decreto-lei n° 348/89 de 12 de Outubro 
de 1989) e o Gabinete de Segurança e Protecção Nuclear do Ministério do Ambiente (Decreto-lei n' 425/91, de 30 de Outubro de 1991). 
UK NTREX Ltd. 
criado em 7.82 e 
transformado em 
companhia limitada 
propriedade do 
Governo em 1985 Produtor de 
resíduos X*** X*** X*** produtores de 
resíduos operadores 
nucleares BNFL,AEA 
NE, SN lo 
*** 
**** 
X Unicamente no que respeita aos resíduos de baixa e de média actividade (operador de resíduos para o fornecimento de serviços de acondicionamento). 
No caso da armazenagem intermédia dos resíduos de baixa e média actividade. 
Unicamente no que respeita aos resíduos de baixa e de média actividade e aos resíduos alfa. 
Estão em construção novas instalações para armazenagem intermédia e tratamento de resíduos de baixa e média actividade, devendo ficar concluídas em 
1991 e 1992, respectivamente. 
Papel desempenhado pelo organismo executivo. 
ss 
QUADRO XI 
DESPESAS ANUAIS UGADAS ÀS ACTIVIDADES DE l&D NO DOMÍNIO DOS 
RESÍDUOS RADIOACTIVOS 
Mn MORS OR F/TU 
(D sóCEA 198T 1990 
BÉLGICA 
DINAMARCA 
FRANÇA 
REP. FED. DA 
ALEMANHA 
GRÉCIA 
IRLANDA 
ITÁLIA 
LUXEMBURGO 
PAÍSES BAIXOS 
PORTUGAL 
ESPANHA 
REINO UNIDO 
CCE 9,5 
0,6 
48 L) 
55 
0,1 
0 
10 
0 
4,3 
0,1 
4,5 
56 
15 11 
0,3 
85 
57 
0,1 
0 
5 
0 
3,6 
0,1 
7,5 
63 
20 
1 Ref: The nuclear fuel cycle : Review on R&D policies in the Member States of 
the European Community - EUR 12380 (1987). 
SUPEROOMPACTADORES KM HSTADOS-MEMBROS DA CE* 
(em funcknamcnto ou decididos) SQ 
PAÍSE 
LOCALIZAÇÃO 
FRANÇA 
Depósito de resíduos 
Centre de l'Aube 
Fábricas de 
reprocessamento 
La Hague AD2 
Central Electronuclear 
Bugey 
ALEMANHA 
Central de Potência 
Brunsbuttel 
Centros de Investieaçâo/ 
Karlstein e karlsruhe 
Gesellschaft fur 
Nukleare Service, 
Essen, vária 
ITÁLIA 
Centro de Investigação 
Processador de resíduos 
Casaccia 
Nucleco, vária 
PAÍSES BAIXOS 
Research Centre/ 
Waste Processor 
Petten 
ESPANHA 
Vários 
REINO UNIDO 
Drigg 
Dounreay 
BÉLGICA TIPO 
Fixo 
Fixo 
Fixo 
Móvel 
Fixo 
Móvel 
Fixo 
Móvel 
Fixo 
Móvel 
Fixo 
Móvel 
Móvel 
Fixo FORÇA 
MÁXIMA 
1000T 
1500T 
2000T 
2000T 
1500T 
1500T 
1500T 
2000T 
1500T 
1200T 
2000T 
Operacional 
em 1995 CORRENTE 
DE RESÍDUOS 
Vários LLW 
Vários LLW 
Vários LLW 
(tambores de 
180 litros) 
Vários LLW 
(tambores de 
180 litros) 
Vários LLW 
(tambores de 
220 litros) 
Vários LLW 
Vários LLW 
(tambores de 
220 litros) 
Vários LLW 
(tambores de 
100 litros) 
Vários LLW 
Vários LLW 
Vários LLW 
Vários LLW REDUÇÃO 
TÍPICA 
DO VOLUME 
2-5 
2-16 
3-4 
3-10 
3-10 
3-6 
3-6 
5-10 
3-6 
5-10 
-
l) Dependendo da forma física dos resíduos a compactar. Os valores mais baixos referem-se a 
material pré-compactado. 
s* 
QUADRO Xin 
INCINERADORES EM LARGA ESCALA NOS ESTADOS-MEMBROS DA CE * 
(em funcionamento ou decididos) 
PAÍSE 
LOCALIZAÇÃO 
BÉLGICA 
Mol 
id 
FRANÇA 
Marcoule 
Fontenay-aux-
Roses 
Pierrelatte 
Cadarache 
a 
Grenoble 
REPÚBLICA 
FEDERAL DA 
ALEMANHA 
Karlsruhe 
n 
Julien 
« 
ESPANHA 
El Cabril 
REINO UNIDO 
Hinkley Point 
e Weylfa 
Harwell 
Dounreay ESTADO 
Em funcionamento 
irá substituir o 
anterior 
Decidido 
Em funcionamento 
« 
m 
m 
M 
Em funcionamento 
M 
II 
II 
M 
Decidido 
Em funcionamento 
M 
II CORRENTE DE 
RESÍDUOS 
Resíduos sólidos 
beta/gama de baixa 
actividade + pequenas 
quantidades de resíduos 
Idem + quantidades 
limitadas de resíduos de 
muito baixa actividade 
Vários sólidos 
carcaças de animais 
Petróleo e solventes 
Solventes gastos 
Sólidos contaminados 
com Pu 
Produtos orgânicos 
sólidos alfa 
Vários sólidos 
(beta/gama) líquidos 
Resíduos líquidos de 
baixa actividade 
Resíduos sólidos de 
baixa actividade 
Resíduos de baixa 
actividade, 
principalmente resíduos 
orgânicos e biológicos 
Vários sólidos 
Petróleo contaminado 
Resíduos sólidos de 
baixa actividade 
Principalmente sólidos CAPACIDADE 
DO PROJECTO 
80 kg/h 
80 kg/h 
80 kg/h 
50 kg/h 
70 kg/h 
30 kg/h 
30 kg/h 
15 kg/h 
50-60 kg/h 
50 kg/h 
50 kg/h 
20 kg/h 
50 kg/h 
50 kg/h 
75 kg/h 
20/30 l/h 
136 kg/h 
3000 m 3/ano 
QUADRO XTV 
Armazenagem intermédia de resíduos acondicionados de baixa e 
média actividade dentro da Comunidade Europeia 
PAÍS 
Espanha 
Países Baixos 
Bélgica 
Reino Unido 
França 
República Federal da 
Alemanha 
Itália 
Portugal 
Grécia 
Dinamarca NO LOCAL 
sim 
sim 
(provisório) 
não 
sim 
sim 
sim 
sim 
não 
não 
não EM LOCAL 
CENTRALIZADO 
sim 
sim 
sim 
não 
sim 
(para LLW provenientes de 
pequenos produtores) 
sim 
(instalações de Gorleben e 
Mitterteich) 
não 
sim 
sim 
sim COMENTÁRIOS 
A instalação de El Cabril deverá receber progressivamente resíduos 
acondicionados ainda armazenados no local. 
A instalação de armazenagem intermédia de Borsele está também 
equipada para receber resíduos de reactores e de reprocessamento. 
Todos os tipos de resíduos gerados na Bélgica são armazenados em 
Mol/Dessel. Uma extensão da capacidade das instalações para armazenar 
resíduos de reprocessamento deverá estar concluída em 1993. 
A armazenagem intermédia é utilizada apenas para os tipos de resíduos 
que não obedeçam aos critérios de evacuação a pequena profundidade de 
Drigg. 
Como para o Reino Unido, a armazenagem intermédia só é utilizada 
para os tipos de resíduos que não possam ser evacuados a pequena 
profundidade ("Centre de la Manche" e Centre de l'Aube"). 
Quando estiver disponível uma instalação de evacuação para L & MLW, 
passarão a funcionar só locais centralizados de armazenagem intermédia 
S3 
QUADRO XV 
Annazenagem intermédia de resíduos vitrificados de alta actividade dentro da 
Comunidade Europeia 
País 
França 
Reino Unido 
Bélgica 
Países Baixos 
República Federal 
da Alemanha 
Espanha 
Itália Instalações (capacidade 
disponível em 
m*) 
Marcoule 440 
160 
La Hague 900 
720 
Sellafield 1200 
Dessel 
1) Eurochemic 250 
2) La Hague 75 
Borsele 60 
Gorleben a definir 
_i 
_ 3 Duração da 
armazenagem 
intermédia 
30 anos 
30 anos 
pelo menos 
50 anos 
pelo menos 
30 anos 
pelo menos 
50 anos 
100 anos 
pelo menos 
15-20 anos 
40 anos 
-Data de 
ftmcfcma-
mento 
1978 
1996 
Junho 1989 
1996 
Fevereiro 
1991 
1986 
1993 
2000 
ainda por 
definir 
_ 2 
1994 
1 A definir no fim do século. 
2 Os resíduos vitrificados serão devolvidos depois de 2010. 
3 Os resíduos vitrificados da ENEL serão provavelmente armazenados numa central 
desafectada. 
QUADRO XVI 
CAPACIDADES DE ARMA71RNAORM DE COMBUSTÍVEL GASTO 
(TONEI ADAS DE METAIS PESADOS^ 
Pals 
Bélgica 
República Federal 
da Alemanha 
Espanha*"* 
Franca 
Itália 
Países Baixos 
Reino Unido Aoo 
1990 
1350 
3000 
1950 
13000 
590 
0 
8 300 1995 
1350 
3000 
4030 
20400 
590 
0 
8 300" 2ÛÔÔ 
1350' 
3000 
4170 
21000 
580 
0 
8 300** 
* 
*• 
*** 
**** 
***** Está em estudo a extensão da capacidade. 
Para além desta data, será oferecida a capacidade adicional necessária. 
Está disponível uma capacidade adicional de descarga de todo o núcleo. 
Fora do reactor 
Incluindo instalações de reprocessamento e centrais de potência 

a ISSN 0257-9553 
COM(93) 88 final 
DOCUMENTOS 
PT 15 
N.° de catálogo : CB-CO-93-109-PT-C 
ISBN 92-77-53534-2 
Serviço das Publicações Oficiais das Comunidades Europeias 
L-2985 Luxemburgo